FACULTE DES SCIENCES - biblio.univ-antananarivo.mg

UNIVERSITE D’ANTANANARIVO

DEPARTEMENT DE PHYSIQUE Laboratoire de Physique Nucléaire et de Physique de l’Environnement

MEMOIRE pour l’obtention du

DIPLOME D’ETUDES APPROFONDIES DE PHYSIQUE

Option : Physique Nucléaire, Physique Théorique et Physique Appliquée

sur la

CONCEPTION D’UN SITE DE STOCKAGE EN PUITS (BOREHOLE)

présenté par

RANDRIAMAROLAHY Jean Norbert

devant la commission d’examen composée de :

Président :M. RAOELINA ANDRIAMBOLOLONA Professeur Titulaire

de classe exceptionnelle

Rapporteur : M. RANDRIANTSEHENO Hery Fanja Docteur de 3ème cycle en Physique Nucléaire

Examinateurs : M. RABOANARY Roland Professeur

M. ZAFIMANJATO J. L. Radaorolala Docteur en physique

le 12 Novembre 2007

Edité à Madagascar - INSTN

FACULTE DES SCIENCES

FORMATION DOCTORALE EN PHYSIQUE

UNIVERSITE D’ANTANANARIVO

FACULTE DES SCIENCES

FORMATION DOCTORALE EN PHYSIQUE

DEPARTEMENT DE PHYSIQUE Laboratoire de Physique Nucléaire et de Physique de l’Environnement

MEMOIRE pour l’obtention du

DIPLOME D’ETUDES APPROFONDIES DE PHYSIQUE

Option : Physique Nucléaire, Physique Théorique et Physique Appliquée sur la


présenté par

RANDRIAMAROLAHY Jean Norbert

devant la commission d’examen composée de :

Président : M. RAOELINA ANDRIAMBOLOLONA Professeur Titulaire de classe exceptionnelle

M. RANDRIANTSEHENO Hery Fanja Docteur de 3ème cycle en Physique Nucléaire

Rapporteur :

M. RABOANARY Roland Professeur Examinateurs :Docteur en physique M. ZAFIMANJATO J. L. Radaorolala

le 12 Novembre 2007

Edité à Madagascar - INSTN

Remerciements Conception d’un site de stockage en puits (Borehole)

REMERCIEMENTS

Je remercie Dieu de m’avoir donné sa bénédiction pour l’accomplissement de

mes études et en particulier ce travail.

Ce mémoire est le résultat du travail effectué au département de dosimétrie et

radioprotection de l’Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires

(MADAGASCAR - INSTN), dirigé par Monsieur RAOELINA

ANDRIAMBOLOLONA, Professeur Titulaire de classe exceptionnelle, Fondateur et

Directeur Général de Madagascar – INSTN. Je lui exprime mes vifs remerciements pour:

- m’avoir accueilli à Madagascar – INSTN et m’avoir accepté comme membre du

département de dosimétrie et radioprotection de l’institut et

- m'avoir donné des compétences fortes appréciées ainsi que sa disponibilité

durant l'accomplissement de ce travail malgré les lourdes et nombreuses

responsabilités.

J'adresse également mes vifs remerciements à Monsieur RANDRIANTSEHENO

Hery Fanja, Docteur de 3ème cycle en Physique Nucléaire et responsable de la gestion

des déchets radioactifs au département de radioprotection et dosimétrie de Madagascar-

INSTN, en tant qu’encadreur, pour ses précieux conseils, ses expériences et ses aides qui

m’ont permis de bien mener ce travail.

J’adresse mes remerciements à Monsieur RABOANARY Roland, Professeur

d'Enseignement Supérieur et de Recherche à la Faculté des Sciences de l'Université

d'Antananarivo, et Monsieur ZAFIMANJATO Joseph Lucien Radaorolala, Docteur en

Physique, responsable des inspections et contrôles des installations radiologiques au

département dosimétrie et radioprotection de Madagascar- INSTN, d’avoir accepté d’être

parmi les membres du jury.

Mes remerciements s’adressent également à tout le personnel et à tous les

chercheurs de Madagascar – INSTN, en particulier, les équipes du département de

radioprotection et de dosimétrie :

i Madagascar - INSTN

Remerciements Conception d’un site de stockage en puits (Borehole)

- Monsieur RATOVONJANAHARY Francis, Chef du département de dosimétrie

et radioprotection, pour m'avoir apporté son expérience et ses conseils pour le bon

déroulement de ce travail;

- Madame RAMANANDRAIBE Marie Jeanne;

- Monsieur RANDRIANTSEHENO Hery Fanja;

- Monsieur ZAFIMANJATO Joseph Lucien Radaorolala;

- Monsieur RANDRIANTSIZAFY Ralainirina Dina.

Je ne saurais oublier de remercier l’Agence Internationale de l’Energie Atomique

(AIEA) qui a doté l’Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires (INSTN)

d’un Laboratoire Secondaire d’Etalonnage pour la Dosimétrie (LSED).

Je remercie aussi Monsieur le Directeur Général de la Météorologie

Ampandrianomby, Antananarivo et tous les bibliothécaires du service géologique au sein

de la Ministère de l’Energies et Mines pour m’avoir donné des documents afin de réaliser

ce travail.

A mes chers parents, à ma famille, à mes frères, à ma sœur et à mes amis ; au plus

profond de mon cœur, je leur adresse mes chaleureux remerciements pour m’avoir

soutenu matériellement, financièrement et moralement dans mes études, et pour m’avoir

encouragé de continuer jusqu’au bout.

Enfin, J’exprime mes vifs remerciements pour tous ceux qui ont contribué de près

ou de loin à la réalisation de ce travail.

ii Madagascar - INSTN

Table des matières Conception d’un site de stockage en puits (Borehole)

TABLE DES MATIERES Rémerciement ......................................................................................................................i

Table des matières .............................................................................................................iii

Liste des abréviations .......................................................................................................vii

Liste des figures ..............................................................................................................viii

Liste des tableaux ..............................................................................................................ix

INTRODUCTION ....................................................................................................................1

PARTIE THEORIQUE

Chapitre 1- LES SOURCES RADIOACTIVES SCELLEES ..............................................2

1.1- Caractéristiques des sources radioactives scellées .........................................................2

1.2- Cycle de vie des sources radioactives scellées ...............................................................2

1.3- Domaine d’utilisation des sources scellées .....................................................................3

1.3.1- Utilisations médicales ...............................................................................................3

1.3.2- Utilisations industrielles............................................................................................4

Chapitre 2- GESTION DES DECHETS RADIOACTIFS....................................................5

2.1- Définition ........................................................................................................................5

2.2- Objectif ............................................................................................................................5

2.3- Principes ..........................................................................................................................5

2.4- Cadre national pour la gestion des déchets radioactifs ....................................................7

2.4.1- Politique ...................................................................................................................7

2.4.2- Stratégie ....................................................................................................................7

2.4.3- Système .....................................................................................................................7

2.5- Les étapes fondamentales de la gestion des déchets radioactifs......................................8

2.5.1- Prétraitement .............................................................................................................9

2.5.2- Traitement .................................................................................................................9

2.5.3- Conditionnement.....................................................................................................10

2.5.4- Stockage définitif ....................................................................................................10

iii Madagascar - INSTN


Chapitre 3- STOCKAGE DES DECHETS RADIOACTIFS .............................................11

3.1- Définition.......................................................................................................................11

3.2- Différentes étapes à suivre pour arriver au stockage définitif .......................................11

3.2.1- Le tri ........................................................................................................................11

3.2.2- Le traitement et le conditionnement........................................................................11

3.2.3- L’entreposage et le stockage ...................................................................................12

3.3- Les radionucléides à stocker dans un site de stockage en puits ....................................12

3.4- Stockage définitif...........................................................................................................14

3.4.1- Objectif....................................................................................................................14

3.4.2- Principes..................................................................................................................14

3.4.3- Exigences de sécurité ..............................................................................................16

3.5- Différentes phases de vie d’un stockage .......................................................................17

3.5.1- Phase d’exploitation................................................................................................17

3.5.2- Phase de surveillance ..............................................................................................17

3.5.3- Phase de post-surveillance .....................................................................................18

3.6- Réglementations ............................................................................................................18

PARTIE PRATIQUE

INTRODUCTION ..................................................................................................................20

Chapitre 1- CHOIX ET CARACTERISATION D’EMPLACEMENT............................22

1.1- Conditions géologiques ................................................................................................22

1.2- Conditions géomorphologiques .....................................................................................22

1.3- Conditions hydrogéologiques ........................................................................................22

1.3.1- Zone saturée ............................................................................................................23

1.3.2- Zone non saturée .....................................................................................................23

1.4- Conditions géochimiques...............................................................................................23

1.5- Conditions météorologiques ..........................................................................................24

1.5.1- Climat......................................................................................................................24

1.6- Conditions démographiques ..........................................................................................24

iv Madagascar - INSTN


1.7- La sorption .....................................................................................................................25

1.7.1- Définition ...............................................................................................................25

1.7.2- Cinétique de sorption ..............................................................................................27

1.7.3- Détermination du coefficient de sorption................................................................28

1.8- La corrosion ...................................................................................................................29

1.8.1 Définition .................................................................................................................29

1.8.2- Phénomène de corrosion .........................................................................................29

1.8.3- Evolution de corrosion localisée .............................................................................29

1.9- La solubilité ...................................................................................................................31

Chapitre 2- DEUX LIEUX D’EMPLACEMENT D’UN SITE DE STOCKAGE

ACCEPTABLE A MADAGASCAR.....................................................................................32

2.1- A Ankazobe ..................................................................................................................32

2.1.1- Situation géographique ...........................................................................................32

2.1.2- Géologie ..................................................................................................................34

2.1.3- Tectonique...............................................................................................................37

2.1.4- Hydrologie .............................................................................................................37

2.1.5- Conclusion ..............................................................................................................38

2.2- A Fanjakana ..................................................................................................................39

2.2.1- Situation géographique ...........................................................................................39

2.2.2- Géologie ..................................................................................................................41

2.2.3- Hydrologie .............................................................................................................44

2.2.4- Conclusion ..............................................................................................................45

Chapitre 3- ETUDE DE FAISABILITE D’UN SITE DE STOCKAGE EN PUITS A

MADAGASCAR.....................................................................................................................46

3.1- Les sources scellées usées existant à Madagascar ........................................................46

3.1.1- Liste des sources scellées usées ..............................................................................46

3.1.2- Inventaire des sources scellées usées ......................................................................46

3.2- Caractéristiques du site .................................................................................................47

3.2.1- Profondeur...............................................................................................................47

3.2.2- Diamètre..................................................................................................................50

3.2.3- Dimension ...............................................................................................................51

v Madagascar - INSTN


3.3- Option de stockage des déchets radioactifs: le stockage en puits (Borehole) ..............51

3.3.1- Concept de stockage en puits ..................................................................................52

3.4- Encapsulations ...............................................................................................................52

3.4.1- Types de capsule .....................................................................................................52

3.5- Conteneur.......................................................................................................................54

3.6- Colis de déchets en puits (Borehole) .............................................................................55

3.7- Cadre légal et organisationnel .......................................................................................56

3.8- Contrôles et conditions de stockage final ......................................................................56

3.8.1- Fermeture du centre de stockage ............................................................................56

3.9- Estimation du coût de construction d’un site de stockage en puits ..............................57

3.9.1- Introduction.............................................................................................................57

3.9.2- Etudes et procédures opérationnelles......................................................................57

3.9.3- Phase de conception ................................................................................................58

3.9.4- Phase de construction..............................................................................................58

3.9.5- Coût de la sûreté......................................................................................................61

3.9.6- Approbation ............................................................................................................61

3.9.7- Démonstration pratique...........................................................................................61

3.9.8-Devis estimatif .........................................................................................................62

CONCLUSION .......................................................................................................................65

BIBLIOGRAPHIE

vi Madagascar - INSTN

Liste des abréviations Conception d’un site de stockage en puits (Borehole)

LISTE DES ABREVIATIONS

AFRA: African Regional Cooperative Agreement for Research Development and

Training related to Nuclear Science and Technology

AIEA: Agence Internationale de l’Energie Atomique.

ALARA: As Low As Reasonably Achievable

BDC: Borehole Disposal Concept.

BOSS: Borehole disposal of Spent Sources project.

CEA: Commissariat à l’Energie Atomique

CEN: Commissariat à l’Energie Nucléaire

CHU: Centre Hospitalier Universitaire

CIPR: Commission Internationale de Protection Radiologique

CMI: Corrosion par Microbe Induit

CST: Corrosion Sous Tension.

EIA: Environmental Impact Assessment

HJRA: Hôpital Joseph Ravoahangy Andrianavalona

ISAM: Improvement of Safety Assessment Methodologies

LPNPA: Laboratoire de Physique Nucléaire et Physique Appliquée

LRI: Laboratoire des Radio Isotopes

NECSA: South African Nuclear Energy Corporation.

SECREN: Société d’Etudes, de Construction et de Réparation Navale.

vii Madagascar - INSTN

Liste des figures Conception d’un site de stockage en puits (Borehole)

LISTE DES FIGURES

Figure 1.1: Cycle de vie des sources radioactives scellées….............................................3

Figure 1.2: Les étapes fondamentales du processus de gestion des déchets radioactifs…9

Figure 2.1: Variation de concentration de l’élément chimique dans la solution avec le

temps…………………………………………………………………………………….28

Figure 2.2: La mode d’évolution de la corrosion localisée……………………………..30

Figure 2.3: Carte topographique d’Ankazobe………………………………………….33

Figure 2.4: Esquisse géologique d’Ankazobe…………………………………………..36

Figure 2.5: Courbe de précipitation d’Ankazobe……………………………………….38

Figure 2.6: Carte topographique de Fanjakana………………………………………...40

Figure 2.7: Esquisse géologique de Fanjakana…………………………………………43

Figure 2.8: Courbe de précipitation de Fanjakana……………………………………...44

Figure 2.9: Appareil de forage d’un puits.........................................................................48

Figure 2.10: Mode de stockage dans un puits .................................................................49

Figure 2.11: Site de stockage en puits ............................……………………………….50

Figure 2.12: Dimension de forage d’un site de stockage en puits …...............................51

Figure 2.13: Capsule standard…………………………………………………………..53

Figure 2.14: Grande capsule……………………………………………………………53

Figure 2.15: Capsule standard et grande capsule………………………………………54

Figure 2.16: Un conteneur avec son couvercle…………………………………………54

Figure 2.17: Emplacement du capsule et conteneur dans un site de stockage en

puits…...............................................................................................................................55

Figure 2.18: Surface externe d’un site de stockage en puits …………………………...55

Figure 2.19: Colis des déchets radioactifs .......................................................................58

Figure 2.20: Forme de stockage à l’intérieur du puits .....................................................60

viii Madagascar - INSTN

Liste des tableaux Conception d’un site de stockage en puits (Borehole)

LISTE DES TABLEAUX

Tableau 1.1: Types et catégories des sources scellées usées à stocker dans un site de

stockage en puits ..............................................................................….............................12

Tableau 2.1: Normales de précipitations (en mm et 1/10) de la région d’Ankazobe…...37

Tableau 2.2: Normales de précipitations (en mm et 1/10) de Fanjakana……………….44

Tableau 2.3: Inventaire des sources scellées usées à Madagascar……………...............46

Tableau 2.4: Composition de dosage du béton ..............................................................59

Tableau 2.5: Tableau récapitulatif de coût de la construction .........................................62

Tableau 2.6: Nomenclature des matériaux ......................................................................63

Tableau 2.7: Estimation de coût total d’installation d’un site de stockage en puits.........63

ix Madagascar - INSTN

Introduction Conception d’un site de stockage en puits (Borehole)

INTRODUCTION

Depuis le début de XXème siècle, la protection de l'environnement est devenue une

préoccupation internationale car les sources scellées sont largement utilisées dans

différents secteurs socio-économiques tels que la médecine, l’industrie, la recherche et

l’agriculture.

Malgré l’avantage d’avoir contribué au développement de ces secteurs socio-

économiques, les sources scellées peuvent causer ou être à l’origine des accidents

radiologiques graves conduisant à la mort des personnes travaillant avec. Si elles ne sont

pas soumises à un système de gestion et de surveillance, elles ne sont pas opérationnelles

car la majorité des accidents est due à des sources hors service. Les risques relatifs aux

sources scellées radioactives, qu’elles soient opérationnelles ou usées, existent aussi bien

dans les pays développés que dans les pays en voie de développement.

Une source scellée est considérée comme usée lorsque:

- l’activité de la source décroît à un niveau qui ne permet pas son exploitation dans le

domaine de son utilisation;

- l’expérimentation utilisant cette source est terminée ou suspendue;

- l’enveloppe de la source n’est plus intègre.

La question des déchets est quotidienne et touche chaque individu tant sur le plan

professionnel que familial. Chacun peut et doit être acteur d’une meilleure gestion des

déchets.

Ces sources usées nécessitent une gestion appropriée car même si elles sont

obsolètes elles contiennent des éléments radioactifs dont la radioactivité est grande. C’est

pourquoi elles sont considérées comme un type de déchet particulier et dangereux pour

l’environnement et l’homme.

Ce travail, intitulé « Conception d’un site de stockage en puits (Borehole) », se

divise en deux parties : la partie théorique et la partie pratique. La partie théorique parle

de sources radioactives scellées, les déchets radioactifs et leur stockage dans un site de

stockage en puits. La partie pratique est basée sur l’étude de faisabilité et de la réalisation

de ce site de stockage à Madagascar.

1 Madagascar-INSTN

Chap.1: Les sources radioactives scellées Partie théorique

Chapitre 1- LES SOURCES RADIOACTIVES SCELLEES

Les sources radioactives scellées sont des sources constituées par des substances

radioactives solidement incorporées dans des matières inactives ou scellées dans une

enveloppe inactive. Cette enveloppe présente une résistance suffisante pour éviter, dans

les conditions normales d'utilisation, toute dispersion de substances radioactives. [4]

1.1- Caractéristiques des sources radioactives scellées [7]

Une source radioactive est une petite entité contenant de la matière radioactive

enfermée dans une capsule avec une grande activité spécifique. Généralement, elle a

l’apparence d’une petite pièce en métal sans danger.

Les sources scellées sont fabriquées de telle sorte, sauf pour le radium et d’autres

vieilles sources, qu’elles ne peuvent être altérées ou détruites même si elles sont

incinérées. Le matériau utilisé pour enfermer la matière radioactive est d’habitude l’acier,

parfois d’autres métaux sont utilisés tels que: le platine, le titane, l’argent ou l’or.

Pour plus de sûreté et pour réduire le risque de contamination, si le matériau

d’enrobage est détruit ou altéré, la matière radioactive doit être sous forme insoluble, par

exemple, sous forme métallique pour le cobalt 60 et l’iridium 192, ou en céramique pour

le césium 137 et l’américium 241. Par contre, des vieilles sources, en particulier le

radium, qui sont encore opérationnelles contiennent de la matière radioactive sous forme

de poudre ou de sels solubles qui peut conduire facilement à une contamination en cas de

perte de l’intégrité de la source.

1.2- Cycle de vie des sources radioactives scellées [9]

Le cycle de vie des sources radioactives scellées est représenté dans le diagramme

ci-dessous.

2 Madagascar-INSTN


Fabrication

Utilisation

Hors d’usage Stockage par décroissance

Source à courte demi-vie

Retour au fabricant

Source à longue demi-vie

Système de stockage en puits pour des sources à longue demi-vie

Traitement Entreposage

Stockage temporaire

Mise en conteneur

Stockage Stockage définitif

Figure 1.1: Cycle de vie des sources radioactives scellées

1.3- Domaine d’utilisation des sources scellées [9], [2]

Madagascar utilise des sources scellées, surtout, dans les domaines:

- médical,

- industriel,

- de l’éducation et

- de recherche.

1.3.1- Utilisations médicales

En médecine, les sources scellées sont principalement utilisées dans le traitement

du cancer. Elles produisent des doses élevées pour traiter les organes affectés.

3 Madagascar-INSTN


Deux techniques surviennent:

- la téléthérapie:

Elle est basée sur l’utilisation des faisceaux du rayonnement collimatés pénétrant, à partir

de source scellée (Co-60 ou Cs-137), dans des machines à rayons X ou des accélérateurs

linéaires et

- la curiethérapie:

Les sources radioactives scellées, comme le Ra-226, ont été utilisées depuis l’année

1940. Mais plus tard, le Co-60, le Cs-137, l’Ir-192, l’Au-198 ont pris la relève. Au

moment de d’irradiation, on utilise un tube pré adapté pour cibler la cavité interne.

1.3.2- Utilisations industrielles

Dans l’industrie, les sources scellées sont utilisées pour:

- la radiographie (contrôle non destructif);

- la stérilisation des aliments et des instruments médicaux;

- les jauges à radioélément:

. les jauges d’humidité (sources de neutron Am-241/ Be);

. les jauges de niveau et d'épaisseur (Cs-137);

- l’étalonnage.

Quel que soit le domaine d’utilisation de la source, la matière radioactive est

enfermée dans un matériau non radioactif pour améliorer la radioprotection et la sûreté

en diminuant le risque de perte de la matière radioactive pendant son utilisation.

Les appareils utilisant des sources scellées peuvent être de type fixe ou mobile.

4 Madagascar-INSTN

Chap.2: Gestion des déchets radioactifs Partie théorique

Chapitre 2- GESTION DES DECHETS RADIOACTIFS

2.1- Définition [3]

La gestion des déchets radioactifs peut être définie comme étant l’ensemble des

opérations destinées à assurer la protection des personnes contre les risques

radiologiques. Elle doit viser également à préserver l’environnement et limiter les

contraintes induites pour les générations futures. L’assurance de protection est gardée en

toutes circonstances raisonnablement prévisibles.

De cette définition, trois critères fondamentaux se dégagent qui auront toute leur

importance dans le choix des méthodes de gestion, et par conséquent, sur les coûts

correspondant:

- la durée nécessaire: on fixe la période pendant laquelle les dispositions prises pour

assurer cette protection devront être maintenues et conservées toute leur efficacité;

- les circonstances raisonnablement prévisibles : c'est-à-dire, l’évaluation de sureté

devra présenter les scénarios retenus tout au long des différentes phases de la vie de

déchet; en situation normale et en imaginant des situations accidentelles. Les

caractéristiques des déchets et les options techniques choisies ont encore une grande

influence et

- les risques inacceptables: toute activité humaine est génératrice de risques.

2.2- Objectif

L’objectif de la gestion des déchets radioactifs est de prendre en charge les

déchets radioactifs de manière à protéger la santé humaine et l’environnement, sans

imposer de contraintes excessives aux générations futures.

2.3- Principes

Pour atteindre cet objectif, les neuf principes suivants doivent être considérés:

5 Madagascar - INSTN


Principe 1: Protection de la santé humaine

Les déchets radioactifs doivent être gérés de façon à ce qu’un niveau acceptable

de protection de la santé humaine soit assuré.

Principe 2: Protection de l’environnement

Les déchets radioactifs doivent être gérés de façon à ce qu’un niveau acceptable

de protection de l’environnement soit assuré.

Principe 3: Protection au-delà des frontières nationales

Les déchets radioactifs doivent être gérés de façon à ce que les effets qu’ils

peuvent entraîner sur la santé humaine et l’environnement au-delà des frontières

nationales soient pris en compte.

Principe 4: Protection des générations futures

Les déchets radioactifs doivent être gérés de façon à ce que leurs effets prévus

sur la santé des générations futures ne soient pas supérieurs aux niveaux pertinents qui

sont acceptables aujourd’hui.

Principe 5: Contraintes pour les générations futures

Les déchets radioactifs doivent être gérés de façon à ne pas imposer de

contraintes excessives aux générations futures.

Principe 6: Cadre juridique national

La gestion des déchets radioactifs doit s’inscrire dans un cadre juridique national

approprié qui répartit clairement les responsabilités et prévoit des fonctions de

réglementations indépendantes.

Principe 7: Maîtrise de la production de déchets radioactifs.

La production de déchets radioactifs doit être maintenue au niveau le plus bas

qu’il soit possible d’atteindre.



Principe 8: Liens d’interdépendance dans la production et la gestion des déchets

radioactifs.

Les liens d’interdépendance existant entre toutes les étapes de la production et de

la gestion des déchets radioactifs doivent être dûment pris en compte.

Principe 9: Sûreté des installations

La sûreté des installations de gestion de déchets radioactifs doit être assurée

comme il convient pendant toute leur durée de vie.

2.4- Cadre national pour la gestion des déchets radioactifs

2.4.1- Politique [3]

Les pays dans lesquels se trouvent des déchets radioactifs doivent avoir une

politique nationale de gestion de ces déchets. Cette politique doit être conforme à

l’objectif et aux principes indiqués ci-dessus.

2.4.2- Stratégie

Les pays doivent avoir aussi des stratégies d’application de cette politique.

L’élaboration de ces stratégies dépend des circonstances, des structures et des priorités

du pays, ainsi que de la diversité des types de déchets radioactifs.

Ces stratégies ont pour objectif d’assurer la mise en place des composants d’un

système global de gestion des déchets radioactifs dans le pays.

Dans les composants, il existe deux moyens:

- les moyens opérationnels, c'est-à-dire la prise en charge des déchets radioactifs et

- les moyens réglementaires, c'est-à-dire le contrôle des exploitations et des installations

appropriées.

2.4.3- Système

Ce terme désigne l’ensemble des divers composants, exemple l’ensemble des lois,

l’organisme de réglementation, les exploitants, les installations, etc., qui sont nécessaires

pour la gestion des déchets radioactifs.



Le niveau de développement des composants du système national de gestion des

déchets radioactifs varie d’un pays à l’autre suivant les besoins nationaux.

Des composants du système national de la gestion des déchets radioactifs peuvent

collaborer avec d’autres pays et organisations internationales.

Les éléments fondamentaux requis pour un système de gestion des déchets

radioactifs sont les suivants:

- la détermination des intervenants aux différentes étapes de la gestion des

déchets radioactifs, y compris les producteurs des déchets et leurs

responsabilités ;

- l’ensemble rationnel d’objectifs de sûreté, de protection radiologique et de

protection de l’environnement, à partir desquels des normes et des critères

peuvent être fixés dans le cadre du système de réglementation;

- la détermination des déchets radioactifs existants et prévus, et notamment de

leur emplacement, de leur teneur en radionucléides et les autres caractéristiques

physiques et chimiques;

- la maîtrise de la production de déchets radioactifs;

- la détermination des méthodes et des installations disponibles pour traiter,

entreposer et évacuer les déchets radioactifs dans les délais voulus;

- la prise en compte des liens d’interdépendance entre toutes les étapes de la

production et de la gestion des déchets radioactifs;

- les activités de recherche et de développement approprié en tenant compte des

besoins opérationnels et réglementaires; et

- la structure de financement et allocation des ressources essentielles pour la

gestion des déchets radioactifs, y compris le déclassement et, le cas échéant, la

surveillance des dépôts après fermeture.

2.5- Les étapes fondamentales de la gestion des déchets radioactifs

Dans une gestion efficace des déchets radioactifs, les étapes fondamentales du

processus sont considérées comme les éléments d’un système global allant de la

production au stockage définitif.



Les étapes fondamentales du processus peuvent présentés schématiquement comme

suit.

Déchets et matériaux

Prétraitement

Traitement

Conditionnement

Stockage définitif

Déchets et matériaux exemptés

Matériaux radioactifs (pour

réem

ploi/recyclage

Figure 1.2: Les étapes fondamentales du processus de gestion des déchets

radioactifs[3]

2.5.1- Prétraitement

C’est la première étape de la gestion des déchets radioactifs qui suit leur production.

Il consiste à des opérations de collecte, de séparation, d’ajustement chimique et de

décontamination. Et comprend une phase d’entreposage intermédiaire. Cette étape

permet de:

- séparer les flux de déchets. Par exemple, en vue de leur recyclage ou de leur

évacuation;

- séparer les déchets destinés à être évacués soit en surface, ou à faible profondeur, ou

en formation géologique.

2.5.2- Traitement

Il comprend les opérations visant à améliorer la sûreté ou à réduire les coûts en

modifiant les caractéristiques des déchets radioactifs. Le traitement repose sur trois

notions de base:

- la réduction de volume;

- l’extraction des radionucléides et

- la modification de la composition;



Exemples:

- L’incinération des déchets combustibles ou compactage des déchets solides secs

(réduction de volume);

- L’évaporation, filtration ou échange ionique dans le cas des flux de déchets liquides

(extraction des radionucléides);

- La précipitation ou floculation d’espèces chimiques (modification de la composition).

Ces opérations peuvent entraîner la production des plusieurs types de déchets

radioactifs secondaires qui devront être pris en charge (filtres contaminés, résines usées,

récipients, etc.).

2.5.3- Conditionnement

Il comprend des opérations à transformer les déchets sous une forme adaptée à la

manipulation, au transport, à l’entreposage et à l’évacuation. Ces opérations consistent à

immobiliser (solidification, vitrification) les déchets radioactifs, à introduire les déchets

dans des conteneurs et à mettre en place un emballage supplémentaire. Dans des

nombreux cas, le traitement et le conditionnement sont étroitement associés l’un à

l’autre.

2.5.4- Stockage définitif

C’est l’étape finale du processus de gestion des déchets radioactifs. Elle consiste à

mettre en place de déchets radioactifs dans une installation spécifiée et approuvée

(installation en surface ou à faible profondeur ou dépôt géologique) sans intention de les

récupérer et sans recourir à des mesures de surveillance et de maintenance à long terme.

Bien que la plupart des types de déchets radioactifs soient destinés à être évacués

avec concentration et confinement, une autre technique d’évacuation consiste à rejeter

dans l’environnement, dans les limites autorisées, des effluents qui sont ultérieurement

dispersés. Selon le type de déchets radioactifs, certaines de ces étapes ne sont pas

applicables.


Chap. 3: Stockage des déchets radioactifs Partie théorique

Chapitre 3- STOCKAGE DES DECHETS RADIOACTIFS

3.1- Définition

Une installation de stockage de déchets radioactifs est une installation

d'élimination de déchets par dépôt ou enfouissement.

L’objectif du stockage des déchets radioactifs est d’isoler les déchets sur une

durée suffisante pour que leur radioactivité diminue, puis de confiner les éléments

radioactifs pour qu’ils ne présentent plus de risque significatif à long terme en cas de

retour à la biosphère.

3.2- Différentes étapes à suivre pour arriver au stockage définitif

Les déchets radioactifs présentent une diversité importante selon leur forme

physique et chimique, leur niveau de radioactivité et la période des éléments radioactifs

et aussi selon leur volume.

3.2.1- Le tri

Il permet de séparer les déchets selon leurs caractéristiques c'est-à-dire la période

radioactive des radionucléides qu'ils contiennent. Pour les sources scellées, le tri est peut

nécessaire.

3.2.2- Le traitement et le conditionnement

Selon leur nature, les déchets subissent des traitements différents, par exemple:

l’incinération, la calcination, la fusion, le compactage, la cimentation, la vitrification etc.

Puis ils sont enfermés dans un conteneur. On aboutit ainsi à un objet appelé « colis » de

déchets radioactifs.

Le colis de déchets radioactifs est un objet manufacturé constitué, non seulement

d’un déchet, mais d’une matrice de conditionnement et d’un conteneur. Cet ensemble

garantit la sûreté d’un stockage.

Afin que le colis confine au mieux la radioactivité des déchets, il doit répondre à

des spécifications techniques établies par l’autorité et faire de nombreuses vérifications

lors de sa conception, de son élaboration et de son stockage.

11 Madagascar-INSTN


3.2.3- L’entreposage et le stockage

Les stockages actuels sont conçus pour prendre les colis de déchets pendant une

durée limitée, quelques dizaines d'années au maximum. L’entreposage désigne une

gestion non définitive, même si elle peut être de longue durée. Il est autorisé car pendant

cette durée on peut faire des examens périodiques des déchets. Le stockage définitif est la

dernière étape d’une filière et suppose la disposition des colis.

Cela signifie naturellement que les dispositions retenues garantissent la protection

de l’homme et de l’environnement aussi bien à court qu’à très long terme.

3.3- Les radionucléides à stocker dans un site de stockage en puits [9]

Les sources radioactives scellées usées doivent être contrôlées pour éviter les dangers

sur l’homme et l’environnement. Les étapes essentielles en installant un système de

stockage intermédiaire efficace sont :

- l’établissement d’un inventaire national des sources radioactives existant dans le

pays (sources en service et hors d’usage) ;

- l’identification et le transport des sources hors d'usage aux équipements nationaux

ou régionaux pour l’entreposage à long terme (et le stockage certaine des sources de

long vie) ;

- la caractérisation des sources et la classification par catégorie pour le stockage ; et

- le traitement et l’empaquetage requis des sources pour le stockage.

Le développement national des inventaires, des identifications et des localisations des

sources [11] permettent d’obtenir le tableau ci-dessous.

Tableau 1.1 : Types et catégories des sources scellées usées à stocker dans un site

de stockage en puits. [6]

Radionucléides Activité maximale

prévue (MBq) Application Demi-vie

Catégorie 1 <100 jours

Au - 198 2,7 jours 1,5 10+03 Curiethérapie

Y-90 2,7 jours 5,0 10+02 Curiethérapie

Pd-103 17 jours 1,5 10+03 Curiethérapie

12 Madagascar-INSTN


Radionucléides Demi-vie Activité maximale

prévue (MBq)

Application

Sr-89 50,5 jours 1,5 10+02 Curiethérapie

vasculaire

I-125 60 jours 1,0 10+04Dosimétrie

Ir-192 5,0 10+06 Radiographie

industrielle 74 jours

Catégorie 2 100 jours< Demi-vie> 30 ans

Po-210 138 jours Eliminateurs

statiques

Gd-153 242 jours Dosimétrie

Ru-106 1 an 5,0 10+04 Curiethérapie

Cf-252 2,6 ans 5,0 10+03 Etalonnage

Pm-147 2,62 ans 5,0 10+05 Etalonnage

Co-60 5,3 ans 5,0 10+04

Stérilisation et

conservation des

aliments

Kr-85 10,8 ans Jauge de

radioélément

H-3 12,3 ans 5,0 10+06 marqueurs

Sr-90 29 ans 5,0 10+04 Jauge de

radioélément

Cs-137 30,1 ans

Stérilisation et

conservation des 5,0 10+05

aliments

13 Madagascar-INSTN


Radionucléides Activité maximale

prévue (MBq) Application Demi-vie

Catégorie 3 Demi-vie >30 ans

Ni-63 100 ans 5,0 10+02 Détecteur à capture

de négatons

Am-241/Be 433 ans 8,0 10+05 Analyse par

activation

Ra-226 1600 ans 3,7 10+03Curiethérapie

C-14 5 700 ans

Cl-36 3 E+5 ans 4,00 Etalonnage

I-129 1,6 E+7 ans 4,00 Etalonnage

3.4- Stockage définitif

3.4.1- Objectif

L'objectif du stockage définitif est de déposer des déchets radioactifs dans une endroit sûr

de telle sorte que:

- la protection de l’homme et de son environnement contre les rayonnements

ionisants issus de ces déchets soit assurée de manière durable et

- aucune charge ou obligation illégale ne soit imposée aux générations futures.

3.4.2- Principes

Pour atteindre cet objectif, il convient de respecter les principes suivants :

3.4.2.1- Principe 1

L’évacuation de déchets radioactifs ne doit mener au plus qu'à un minimum

d’exposition supplémentaire de la population aux rayonnements ionisants. Un

confinement absolu de tous les déchets radioactifs durant un temps illimité n'est pas

réalisable.

C'est la raison pour laquelle il faut réaliser un système de stockage dans un site

approprié de façon à ce que le relâchement, inévitable au cours du temps de

radionucléides dans la biosphère, reste insignifiant.

14 Madagascar-INSTN


L'exposition supplémentaire de la population aux rayonnements ionisants qui en

résulte ne devra pas dépasser une limite fixée volontairement (une fraction de l'exposition

naturelle).

3.4.2.2- Principe 2

Lors du stockage de déchets radioactifs, la protection de l'environnement doit être

assurée de façon que la diversité des espèces ne soit pas mise en danger et que

l'utilisation des ressources du sous-sol ne soit pas inutilement empêchée. L’homme est

l'un des organismes vivants les plus sensibles aux rayonnements ionisants.

Si l’homme est protégé contre les rayonnements radioactifs en tant qu'individu, on

peut admettre que les autres organismes vivants le sont aussi en tant qu'espèce. La

présence de l'être humain permet de faire des analyses de sécurité.

Lors du choix de sites d’évacuation, on va ménager les ressources naturelles et

éviter dans la mesure du possible les régions dont le sous-sol renferme des substances

potentiellement utilisables comme matières premières.

3.4.2.3- Principe 3

Les doses mesurées au moment du stockage des déchets radioactifs ne doivent

être, à l'origine de risques pour l’homme et son environnement, dépasser ceux qui sont

considérés comme admissibles. Les valeurs limites admis actuellement sont tolérables à

de telles conséquences de stockage.

3.4.2.4- Principe 4

La sécurité à long terme du stockage définitif doit être assurée par des barrières de

sécurité échelonnées. La limitation du relâchement de radionucléides dans la biosphère à

partir du dépôt final doit être réalisée au moyen de barrières de sécurité. Cette limite est

différente par rapport à la limite admissible pour la surveillance et l'entretien du système

de stockage. Il faut prévoir des barrières physiques et naturelles diverses par leur nature

qui contribuent de façon échelonnée au confinement et à la conservation des

radionucléides.

15 Madagascar-INSTN


3.4.2.5- Principe 5

L’entreposage rend facile la surveillance et la réparation de stockage. Il permet la

récupération des déchets qui ne doit pas écraser l'intégrité des barrières de sécurité. Les

interventions sur l’évacuation ne devraient pas être rendues impossibles.

La conception actuelle ou site d’entreposage permet en principe la récupération

des déchets qui y sont stockés, même si une telle opération implique des moyens

considérables.

3.4.2.6- Principe 6

Le mode des stockages nécessaires à l’évacuation définitif des déchets radioactifs

est un devoir retombant à la génération actuelle, laquelle profite des avantages de

l'énergie nucléaire, et ne peut pas être transférée aux générations futures. En principe, il

revient à la société de les résoudre. De là découle le devoir de trouver des solutions pour

l’évacuation des déchets radioactifs. La réalisation effective de l’évacuation peut être

différée pour des raisons techniques ou autres, mais doit être entreprise dès que les

conditions appropriées sont réunies.

3.4.3- Exigences de sécurité

Les principes énoncés ci-dessus sont des conditions nécessaires pour atteindre

l'objectif de l’évacuation des déchets radioactifs. Elles doivent être traduites en termes

d'exigences concrètes de sécurité. Les principes 1, 2, et 3 concernent la sécurité à long

terme de l’évacuation, elles peuvent formuler pour obtenir les objectifs de protection 1 et

2. Et l'objectif de protection 3 représente la traduction des principes 4, 5 et 6 qui

interdisent le transfert de charges ou obligations illimitées aux générations futures.

3.4.3.1- Objectif de protection 1

Le relâchement de radionucléides à partir d'un dépôt final scellé, ne doit à aucun

moment entraîner des doses individuelles dépassant 0,1 mSv par an.

Il se rapporte à l'évolution du système de stockage sous l'action de processus et

d'événements.

16 Madagascar-INSTN



Le risque radiologique d’un dépôt final scellé sur un individu ne doit, à aucun

moment, dépasser 10-6 mSv par an. De façon complémentaire, il se rapporte aux

processus et aux événements dont la probabilité de réalisation est faible.


Après la clôture d’un stockage final, aucune mesure supplémentaire ne doit être

nécessaire à la garantie de la sécurité.

3.5- Différentes phases de vie d’un stockage [1]

On peut distinguer dans la mise en œuvre d’une installation de stockage de

déchets radioactifs trois phases de vie successive:

3.5.1- Phase d’exploitation

La phase d’exploitation (à peu près 30 ans) débute dès l’arrivée du premier colis

de déchet et se termine après la fermeture du dernier ouvrage. C'est-à-dire, cette phase se

termine si les mesures de passage en phase de surveillance sont mises en place.

3.5.2- Phase de surveillance

Elle suit la phase d’exploitation et permet de vérifier l’absence de défaillance

dans le système de confinement (pendant 10 ans). On peut diviser cette phase en deux

parties distinctes.

Première phase: Elle permet de vérifier que toutes les mesures constructives

garantissent l’innocuité de l’installation. Pour ce faire, un programme d’investigation est

mis en œuvre, ce qui nécessite la présence de personnels dans l’installation elle-même.

Cette période permet, par les mesures, de valider les calculs prévisionnels qui constituent

les résultats de l’étude de sûreté. Ce retour aux hypothèses de base constitue la garantie

de cohérence de la démarche.

Deuxième phase: Dans cette phase les contrôles de l’environnement suffisent à garantir

l’absence d’anomalie de l’installation. Si la présence de l’installation était complètement

oubliée, il n’en résulterait pas de conséquence sur l’homme et son environnement.

17 Madagascar-INSTN


3.5.3- Phase de post-surveillance [1]

La phase de post surveillance correspond à l’abandon définitif de la surveillance

radiologique et chimique du site.

3.6- Réglementations

La gestion et le stockage des déchets radioactifs à Madagascar sont dirigés par la

loi n° 97-041 du 02 janvier 1998. Cette loi est relative à la protection contre les dangers

des rayonnements ionisants et à la gestion des déchets radioactifs à Madagascar.

Cette loi comporte plusieurs titres. D’après le troisième titre relatif à la gestion

des déchets radioactifs, on peut dire que les résidus d’un processus de production, de

transformation, ou d’utilisation de matières radioactives sont réputés déchets radioactifs

et ne peuvent être évacués directement dans le milieu environnant ou avec les ordures

conventionnelles (chapitre premier, article 21). Et toute importation ou toute introduction

à Madagascar de déchets radioactifs est formellement interdite (chapitre premier, article

22).

Toutes personnes physiques ou morales dont les activités génèrent des déchets

radioactifs sont responsables de ces déchets (chapitre 2, article 23). L’Etat est aussi

responsable des déchets radioactifs dont le producteur a été reconnu comme étant dans

l’incapacité de les gérer, ou a fait l’objet de retrait d’autorisation, ou n’existe plus, ou est

inconnu (chapitre 2, article 24 de la loi n° 97-041).

Aucune personne physique ou morale ne peut produire ou gérer des déchets

radioactifs sans l’autorisation écrite de l’Autorité Nationale de Protection et de Sûreté

Radiologiques (chapitre 4, article 30). L’Autorité Nationale de Protection et de Sûreté

Radiologiques est seule juge de la capacité du demandeur à gérer de manière sûre ses

déchets et de ce fait, elle accorde ou refuse cette autorisation (chapitre 4, article 31).

Le statut, la composition, les attributions et fonctionnement de l’Autorité

Nationale de Protection et de Sûreté Radiologiques (ANPSR) sont vus dans le titre 1 du

décret n° 2002-569 du 04 juillet 2002, fixant les attributions et le fonctionnement des

divers organes chargés de la protection contre les dangers des rayonnements ionisants et

de la gestion des déchets radioactifs à Madagascar.

18 Madagascar-INSTN


Le décret N° 2002-1274, du 16 octobre 2002, fixant les principes généraux de la

gestion des déchets radioactifs prend aussi une grande place sur le conditionnement, la

gestion, l’entreposage, le stockage et les dispositions finales des déchets radioactifs à

Madagascar. Ce décret contient la classification des déchets radioactifs suivant leur

activité massique et leur activité journalière, les responsabilités de la gestion des déchets

radioactifs, les contrôles des déchets radioactifs et l’évacuation finale.

19 Madagascar-INSTN

Introduction Partie pratique

INTRODUCTION

Les sources radioactives sont utilisées à des buts pacifiques dans le monde entier

dans le domaine de l'industrie, de la médecine, de la recherche et de l'éducation. Elles ont

apporté des grands avantages à l'humanité, comme le traitement du cancer, le contrôle

des soudures, la stérilisation des équipements médicaux, l'exploration du pétrole et les

minerais. Beaucoup de sources appelées « sources scellées » sont radioactives, et sont

contenues dans des capsules appropriées. Quand ces sources arrivent à la fin de leurs vies

utiles, elles peuvent encore être dangereuses. Quand une source présente une fuite, le

risque principal est l'exposition au rayonnement externe.

Souvent, ces sources peuvent être retournées à leur fabricant, mais ce n'est pas

toujours le cas. Avant, le rapatriement de ces sources n’était pas envisageable. Pour les

sources plus anciennes, il est presque impossible de faire la traçabilité de ces sources. En

conséquence, beaucoup de pays possèdent des sources scellées hors d'usage dans leur site

de stockage. Une solution durable est alors exigée.

Des sources scellées usées sont encore très radioactives ou ont des demi-vies

longues, doivent être stockées dans une installation de stockage en surface. En outre,

leurs petits volumes ne sont pas compatibles à un dépôt en profondeur, et ne seront pas

rentables économiquement. Pour aborder cette question, l'AIEA a contracté le NECSA

(South African Nuclear Energy Corporation) pour développer une solution pratique de

stockage. Le résultat de ce travail est la conception d’un site de stockage en puits

(Borehole) pour les sources scellées usées. Ce type de stockage est économique puis il

garde la sûreté et la sécurité durable [13].

Nous allons étudier dans la suite de ce travail les différentes conditions exigées

pour la construction de ce type de stockage, deux lieux d’emplacement qui vérifient ces

conditions à Madagascar, les caractéristiques du puits et leur coût estimatif de la

réalisation.

Le stockage des sources scellées usées dans un site de stockage en puits possède

quatre étapes principales:

- la caractérisation et le conditionnement des sources qui nécessitent le placement des

sources scellées dans un acier inoxydable complètement soudé, ayant 3 millimètres

d’épaisseur, appelée «capsule»;


Introduction Partie pratique

- le stockage temporaire avec sûreté et sécurité;

- la mise en conteneur des sources conditionnées pour former un colis de déchet.

Cette dernière est faite, en plaçant la capsule dans un cylindre en acier inoxydable

de 6 mm d’épaisseur, soudé par le haut et plongé dans du béton fondu dans le conteneur.

Le tout est soudé par un couvercle et

- le stockage dans un puits (Borehole) [22].

Ces activités doivent être effectuées dans une installation spécialement équipée

pour la manutention et la manipulation des sources radioactives. La réalisation de toutes

ces étapes exige l’utilisation des nouvelles techniques et des équipements portatifs [16],

comme les débitmètres et les contaminamètres.


Chap. 1: Choix et caractérisation d’emplacement Partie pratique

Chapitre 1- CHOIX ET CARACTERISATION D’EMPLACEMENT

Pour la construction d’un site de stockage en puits, on doit faire plusieurs études.

Le site doit vérifier les conditions suivantes:

1.1- Conditions géologiques [21]

Les régions concernées doivent avoir une:

- basse activité tectonique et séismique, c'est-à-dire, pour éviter le danger et assurer

l’isolement de système de stockage en puits, on prévoit une installation sur une

région qui n’a pas de cassure, d’activité séismique ou volcanique.

- type géologique simple, c'est-à-dire, absence de complexité géologique.

Le stockage doit être dans une gamme de différentes lithologies, exemple: arénacé,

argileux et cristallin.

Il faut éviter les emplacements près des eaux potables ou des ressources minérales.

C'est-à-dire, limiter le risque d'intrusion humaine.

1.2- Conditions géomorphologiques

Le site de stockage en puits ne doit être situé dans un secteur qui est assujetti ou

soumis à des processus géomorphologiques limités (inondation, érosion, terre à forte

inclinaison), car ils affectent la capacité d’isoler le système de stockage des sources

scellées usées;

Il ne faut pas localiser la partie active du système de stockage en puits au-dessous de

la base locale d'érosion.

1.3- Conditions hydrogéologiques

On peut faire le stockage sur des régions ayant une caractéristique hydrologique

simple. Sinon, la spécification de lieu d’emplacement est difficile.

On étudiera aussi la saturation ou l’insaturation en eau de la région car il peut

provoquer l’altération qui affecte l’isolement et la retenue des radionucléides.



1.3.1- Zone saturée

Elle est caractérisée par la présence des eaux souterraines comme vecteur

potentiel. Le temps de déplacement est déterminé par la conductivité hydraulique, le

gradient hydraulique et la porosité.

L’existence de taux élevé de chlorure aux emplacements profonds est un

indicateur de faible mouvement des eaux souterraines.

L’emplacement dans des zones saturées peut entraîner la dispersion du contenu

du stockage. Le mécanisme utile pour atténuer l'impact des barrières, une fois associées

de stockage particulière, commence à échouer et la migration de quelques radionucléides

est inévitable. Le stockage dans la zone saturée donne également des résultats

acceptables.

1.3.2- Zone non saturée

Elle est caractérisée par un faible mouvement des eaux souterraines. Le temps de

déplacement est déterminé par le taux auquel l'eau se déplace dans la zone non saturée

(taux de percolation). Le taux de percolation dépend de la vitesse d'infiltration de l’eau

de pluie, de la conductivité hydraulique du sol et du contenu d’humidité.

Le coefficient d’évapotranspiration est supérieur au coefficient de précipitation.

Elle se trouve sur une zone peu profonde. Le stockage dans une zone non saturée

est considéré comme acceptable.

1.4- Conditions géochimiques

Les conditions géochimiques qui pourraient altérer le stockage devraient

généralement être évitées.

Exemples: les eaux souterraines composées des sulfates peuvent mener à la

dégradation plus rapide du béton (fait à partir du ciment ordinaire type Portland), les

concentrations élevées en chlorure pourraient favoriser la corrosion d'acier inoxydable,

la concentration élevée en calcium pourrait causer la dégradation physique du béton.



Pour la plupart des systèmes de stockage, l'approche de multi barrière assure un

niveau approprié de la sûreté, même lorsque la dégradation rapide des barrières est

assurée.

La réduction des conditions peut être avantageuse, exemple: elle favorise la limitation

de sorption et de solubilité de certains radionucléides.

1.5- Conditions météorologiques

1.5.1- Climat

Le climat d’une région, peut dépendre des taux de lixiviation, des débits d’eaux

souterraines, et des taux d’inclinaison.

On peut estimer trois types de climat:

- semi-arides,

- de façon saisonnière humide et

- humide.

Les doses mesurées sur l’exposition externe dans les systèmes semi-arides et de

façon saisonnière humides sont acceptables.

Les systèmes humides avec un géosphère ayant une perméabilité élevée sont

acceptables.

Les conditions météorologiques se basent aussi à la compréhension de la

percolation, de l’écoulement d’eaux souterraines, et des taux élevés associés à la terre de

grande pente.

1.6- Conditions démographiques

On a évalué la gamme des activités des populations sur une région concernée qui

pourraient risquer l'isolement et les possibilités de retenue des champs proches.

Exemples:

- l’exploitation de bétail et de récolte,

- les habitations,

- la pêche.



L’exigence ci-dessous est utile pour limiter l’activité.

- On ne devrait pas choisir des emplacements qui sont dans des secteurs urbains ou

sur les franges d'augmenter des secteurs urbains, car ils limitent le risque d'intrusion

humaine.

-il faut éviter l'emplacement près d’une borne fontaine, des secteurs religieux ou

historiques, secteurs politiquement sensibles et sur les lieux difficiles à accéder.

Écologie

Le site de stockage ne doit pas être installé dans une zone réservée (parc

national).

En cas de non respect de ces conditions, les types des réactions suivantes peuvent

apparaitre entre les colis des déchets et la surface interne du puits.

1.7- La sorption

1.7.1- Définition [9]

La sorption est un terme qui généralise les réactions suivantes:

- réactions d'échange ionique,

- absorption,

- adsorption,

- réaction non chimique.

1.7.1.1- Réactions d'échange ionique [5] Définition: Le procédé d'échange ionique peut donc être défini comme un

échange réversible d'ions, entre un solide et un liquide, échange qui s'effectue sans

modification substantielle de la structure du solide appelé: résine.

Principe: L'échange d'ions est un procédé dans lequel les ions d'une certaine

charge contenus dans une solution (ex: cations) y sont éliminés par adsorption sur un

matériau solide (l'échangeur d'ions) pour être remplacés par une quantité équivalente

d'autres ions de même charge émise par le solide. Les ions de charge opposée ne sont pas

affectés.

Echangeur d'ions: l'échangeur d'ions est une substance solide qui, placée dans un

liquide, a la faculté de libérer des ions ou de fixer les ions contenus dans ce liquide.



Résines: Les résines synthétiques sont des édifices macromoléculaires formés par

la polymérisation de certaines substances. L'ensemble forme un squelette sur lequel on

peut procéder à la réticulation de groupes chimiques, puis greffer des molécules

fonctionnelles diverses.

Les propriétés générales des résines sont:

- le taux de réticulation,

- la porosité du squelette (existence de canaux, de pores de tailles définies variables

suivant leur type),

- la stabilité et longévité (qualité du squelette à rester stable et durable, en gardant sa

capacité d’échange : dégradation due à la chaleur et à la lumière, etc.),

- la densité,

- la granulométrie (en général, de 0,3 à 1 mm ; diamètre moyen : 0,6 – 0,7),

- la rétention d'humidité (influe sur le gonflement de la résine lorsqu'elle est

immergée),

- la sélectivité (distingue les résines en fonction de leur disposition à fixer certains

ions),

- la capacité d'échange (la quantité d'ions qui peut fixer une masse ou un volume

donné, souvent exprimée en équivalent par litre de résine) et

- la perte de charge et l'expansion.

Réactions d'échanges: Les réactions d'échange d'ions sont régies par la loi des

équilibres chimiques c'est - à - dire qu'elles se déroulent jusqu'à ce que les concentrations

des divers ions atteignent certaines proportions précises.

La structure moléculaire des résines comporte des radicaux (R) acides ou

basiques sur lesquels les ions fixés, cations (C+) ou anions (A-) sont susceptibles d'être

remplacés par certains ions (B) de même charge électrique, d'une solution aqueuse.

R A B R B A+ − + + −⎡ ⎤ ⎡ ⎤− + → − +⎣ ⎦ ⎣ ⎦− (1-1)

Exemple:

- Soit une résine cationique carboxylique: [R-- CO2H], (CO2H ou COOH: radical

carboxyle, acide faible)



- Principaux cations présents dans l'eau: Ca2+, Mg2+, Na+, etc. Notons B+,

- Principaux anions présents dans l'eau: HCO3-, Cl-, SO4

2-, NO3- . Notons B-.

Nous avons:

(1-2) Résine eau ions fixés ions libérés

1.7.1.2- Absorption

L’absorption est un phénomène, par lequel les molécules absorbées sur une

surface s'en détachent, notamment sous l'action de l'élévation de la température ou de la

baisse de pression.

Elle consiste à joindre la molécule absorbée par une autre ce qui entraîne la

disparition de cette dernière par transformation ou modification chimique.

1.7.1.3- Adsorption

L’adsorption est un phénomène de surface par lequel des molécules de gaz ou de

liquides se fixent sur les surfaces solides des adsorbants selon divers processus plus ou

moins intenses. C’est l’opposé de l’absorption alors que dans l'adsorption, la molécule

adsorbée n'est pas dégradée et demeure dans sa forme originale, mais n'est plus en

suspension dans le solvant.

1.7.1.4- Réaction non chimique

La réaction non chimique est une transformation de la matière sans casser les

liaisons entre les atomes. Elle entraîne la destruction progressive de deux ou plusieurs

matières en contact.

1.7.2- Cinétique de sorption

Lorsque l’équilibre de sorption n’est pas réalisé instantanément, on caractérise la

vitesse avec laquelle le mélange évolue vers l’équilibre par une relation dénommée:

cinétique de sorption ou cinétique d’échange. Dans ce cas, la cinétique est dite non

instantanée par opposition à la cinétique instantanée pour laquelle l’équilibre est atteint

immédiatement.



La cinétique de sorption est dite réversible lorsque la loi d’échange reste valable

quel que soit le sens d’évolution du système. Elle peut être irréversible dans d’autre cas.

1.7.3- Détermination du coefficient de sorption

On met une certaine masse de sol Ms dans une solution de concentration initiale

C0 et de volume V. On mesure la variation de concentration de l’élément chimique dans

la solution avec le temps.

Considérons la figure suivante.

C0Cf

Masse Ms du sol sec Solution de volum

e V

Figure 2.1 : Variation de concentration de l’élément chimique dans la solution avec le

temps

Initialement nous avons C0 x V gramme de solution pour une masse Ms de sol sec.

Au temps tf, il reste Cf x V gramme de solution.

Le coefficient de sorption Cs est donné par la relation :

( )0 fS

f S

C C VC

C M−

= (1-3)

Où C0: la concentration initiale de solution (g l-1)

Cf: la concentration finale de solution (g l-1)

V: Volume de la solution (l)

MS: Masse du sol (g)

Cs: Le coefficient de sorption (g l-1)



1.8- La corrosion

1.8.1 Définition [9]

La corrosion désigne l’ensemble des phénomènes d’oxydation qui entraîne la

destruction lente, progressive et spontanée des métaux et de leurs alliages, sous

l'influence de réactifs gazeux ou en solution.

La corrosion est un domaine bien plus vaste qui touche toutes sortes de matériaux

(métaux, céramiques, polymères) dans des environnements variables (milieu aqueux,

atmosphères, hautes températures).

En général, on peut classer la corrosion en deux types:

- Corrosion sèche: le métal est attaqué par un gaz (les agents oxydants ne sont pas en

solution).

Par exemple:

2 2Fe Cl FeCl+ → (1-4)

- Corrosion humide: elle se produit en présence d’une solution.

1.8.2- Phénomène de corrosion

La corrosion est un processus électrochimique. Fondamentalement, il existe deux

types de réaction: la réaction d’oxydation et la réaction de réduction.

Dans ces deux réactions, l’écoulement des négatons doit être en équilibre.

D’ailleurs, le produit de corrosion peut être encore formé à la troisième place, et entraîne

la corrosion localisée.

1.8.3- Evolution de corrosion localisée

On peut représenter, ci-dessous, l’évolution de la corrosion localisée.



Figure 2.2 : Evolution de la corrosion localisée.

1.8.3.1- Forme de corrosion localisée La corrosion localisée peut se présenter sous les formes suivantes:

- Corrosion piquetée: c’est une corrosion bornée produite de corrosion par saleté,

- Corrosion de crevasse: c’est la corrosion sous forme d’une fente préexistante,

- Corrosion par microbes induites (MIC). (Par exemple: membrane microbienne),

- Corrosion sous tension (CST): cette corrosion se développe normalement à partir d'un

puits ou d’une crevasse.

1.8.3.2- Conditions pour éviter la corrosion localisée

Si localisée, la corrosion est évitable. Citons, par exemple, des conditions pour éviter

la corrosion localisée:

- Conditions anaérobies: le taux de corrosion uniforme trop bas à soutenir a localisé

la corrosion (la radiolyse);

- Chlorure tolérable en eaux souterraines: la concentration de chlore est inférieure à

1000 ppm par minute à pH neutre (pH = 7) et inférieure à 10 000 ppm par minute à

haut pH (milieu basique);

- Propriétés concrètes souhaitables: c'est-à-dire ayant du pH élevé et de perméabilité

non importante.



1.9‐ La solubilité

La solubilité S d'un composé ionique ou moléculaire appelé: soluté, est la quantité

maximale de moles de ce composé que l'on peut dissoudre ou dissocier à une température

donnée, dans un litre de solvant. Elle s’exprime en mol.L-1.

Le solvant le plus courant est l'eau. Le soluté peut être un gaz (exemple: air dans

l'eau), un liquide (exemple: alcool dans l'eau) ou un solide (exemple: sel de cuisine NaCl

dans l'eau). L'eau est l'un des solvants les plus efficaces pour dissoudre les composés

ioniques ou polaires.

Soit la réaction de dissolution suivante:

n qq nSM X qM nX+ −+ → + (1-5)

nM + est un ion chargé positivement; charge: +n e (c’est, par exemple, un cation

métallique) et qX − est un anion (ion chargé négativement); il est échangé entre le cation

et le solide.

Dans le cas d'un composé solide ionique, la constante d'équilibre de la réaction de

dissolution est appelée: produit de solubilité et est notée: ( )SK T .

Le produit de solubilité ( )SK T de solide q nSM X est:

( ) n qq nSK T X M− +⎡ ⎤ ⎡ ⎤= ⎣ ⎦ ⎣ ⎦ (1.6)

Les expressions et nqX −⎡ ⎤⎣ ⎦qnM +⎡ ⎤⎣ ⎦ correspondent aux activités des espèces

ioniques. Aux faibles concentrations, on peut confondre activité et concentration.

( )SK T est sans dimension. Elle ne dépend que de la température T et en général

elle augmente avec celle-ci. La solubilité S est fonction de ce produit de solubilité et

varie dans le même sens.

La limitation de solubilité S est basée sur les paramètres ci-dessous:

- le haut pH (milieu basic), réduit la solubilité des actinides et

- le bas potentiel redox induit la spéciation inférieure de valence.


Chap. 2: Lieu d’emplacement d’un site de stockage acceptable à Madagascar Partie pratique

Chapitre 2- DEUX LIEUX D’EMPLACEMENT D’UN SITE DE

STOCKAGE ACCEPTABLE A MADAGASCAR

2.1- A Ankazobe [20]

2.1.1- Situation géographique

2.1.1.1- Situation

La coupure Ankazobe se situe sur les hauts plateaux latéritiques du centre de

Madagascar. Elle appartient au District d’Ankazobe, région d’Analamanga, à 100 km

environ au Nord-Ouest de la capitale. On y accède par la route nationale n°4.

2.1.1.2- Relief

Le relief du pays est étroitement lié aux caractères pétrographiques et structuraux du

substratum. Le plateau du Tampoketsa occupant le centre de la feuille est constitué par

une épaisse lame granitique subhorizontale où l’érosion est relativement sans effet. Il

correspond à une partie plaine à altitude oscillant entre 1550 m et 1660 m, avec une

légère pente vers le Nord (tous les cours d’eau du secteur coulent vers le Nord) dominant,

par un abrupt de 300 m à 400 m, les basses régions environnantes.

La partie Ouest de la feuille forme un couloir dépressionnaire à relief mou constitué

de migmatite gneissique plus altérable.

La zone amphibolique orientale à substratum de gneiss micacés présente un ensemble

de petites collines latéralisées à vallées profondes et étroites. L’érosion y est très active

donnant au paysage un relief déchiqueté rongé par de nombreux trous.

2.1.1.3- Réseau hydrographique

Il appartient aux bassins versant de la Betsiboka à l’Est et de l’Ikopa à l’Ouest. La

ligne de partage des deux bassins suit l’axe de la feuille.



2.1.1.4- Carte topographique d’Ankazobe

Figure 2.3 : Carte topographique d’Ankazobe



2.1.2- Géologie

La région d’Ankazobe, par ses nombreuses pegmatites généralement minéralisées, a

beaucoup attiré les géologues et prospecteurs. La géologie de secteur est donc de ce fait

relativement bien connue. Nos levées récentes n’ont pas mentionné de nouveaux faits

importants. Toutefois des précisions sur la structure des différentes unités géologiques

ont été apportées.

Les formations géologiques comprennent:

- Une série supérieure comportant des gneiss amphiboliques, gneiss à 2 micas à

intercalations de quartzites, amphibolites, schistes verts;

- Une série inférieure comprenant des migmatites et migmatites granitoïdes à

amphibole ou biotite prédominante. L’orthite est fréquente.

L’ensemble s’intègre dans un vaste anticlinal symétrique subméridien à large courbure

dont le cœur est occupé par les migmatites granitoïdes.

2.1.2.1- Série supérieure (Série amphibolique d’Andranomiady)

Elle borde la zone orientale de la feuille avec une largeur de 3 km à 7 km et prend

son maximum de développement dans la feuille Ambatomanoina immédiatement à l’Est.

La série est caractérisée par la fréquence des gneiss à 2 micas avec de nombreuse sous

couches, de bancs et lentilles de quartzite à migmatite, amphibolites à hornblende,

schistes verts. Elle inclut également le petit massif de gabbro dioritique de Marovotry et

de minuscules pipes de péridotites serpentinisées dont les caractères pétrographiques et

les conditions de gisement sont analogues aux affleurements de l’observatoire

d’Antananarivo. Elle appartient au vaste synclinorium des formations d’Andriamena.

2.1.2.2- Série inférieure

Elle comprend les migmatites granitoïdes du Tampoketsa et les migmatites

embréchitiques qui les contournent.

Les migmatites granitoïdes couvrent tout le plateau du Tampoketsa en dehors duquel

elles se présentent en lames granitiques d’épaisseur variable, inter-stratifiées dans les

gneiss ou migmatites. Elles apparaissent toujours en anticlinal formant ainsi l’assise des

migmatites et des gneiss.



Le terme de migmatite granitoïde a été pris et décrit pour la première fois par R.

LAUTEL en 1950. Il attribue ce terme à des roches possèdent une structure grenue

imbriquée à large résidu granoblastique. Quand l’apport devient prépondérant et que sur

l’affleurement, la texture prend une allure granitique par un estompage des lits

ferromagnésiens on a, au microscope, la mise en place de la structure imbriquée à large

résidu granoblastique.

Les migmatites bordent, d’une façon continue, les granites auxquels elles passent

insensiblement. Ce sont des migmatites schisteuses embréchitiques à biotite ou

amphibole ou les deux à la fois, en proportion variable souvent avec un peu d’orthite.

Des passages plus gneissiques à sillimanite et graphite s’observent dans le synclinal de

Maroparasy. Les charnockites sont fréquentes.

Latérite. Seul le plateau du Tampoketsa présente des phénomènes de

latéritisation aboutissant à la formation de cuirasse latéritique vraie et de concrétion

pisolitique. Sur le reste de la région, on a plutôt affaire à des formations d’argiles

latéritiques formant d’épaisses couvertures dépassant parfois 20 m semblables à ce que

l’on rencontre dans tout Madagascar.



2.1.2.3- Esquisse géologique

Figure 2.4: Esquisse géologique d’Ankazobe



2.1.3- Tectonique

Les schistes cristallins de la région forment un vaste anticlinal symétrique Nord-

sud à large zone d’horizontalité et à plongements généralement faibles. L’axe de ce dôme

anticlinal passe par le plateau du Tampoketsa. La cour est occupée par les migmatites

granitoïdes qui forment l’assise des migmatites et des gneiss qui les contournent plus ou

moins fidèlement. Le flanc Est est constitué par la zone amphibolique qui appartient au

synclinorium de la série d’Andriamena. Des petits sillons synclinaux séparés par une

petite ride anticlinale ont été relevés dans le Nord-ouest et le long de la bordure Ouest de

la feuille.

La tectonique cassante est marquée par des failles à faible rejet. Ces cassures

diversement orientées ont été mises en évidence par photo-interprétation et confirmées

sur le terrain par la présence des mylonites et des zones rubéfiées ou broyées.

2.1.4- Hydrologie [8]

Les normales de précipitation (en mm et 1/10) de la région d’Ankazobe sont

données dans le tableau suivant:

Tableau 2.1: Normale de précipitation (en mm et 1/10) de la région d’Ankazobe

Mois J F M A M J J A S O N D

Normales

(mm) 316,0 244,4 201,1 64,8 16,5 10,3 11,6 9,0 7,5 67,2 198,8 282,9

Nombre

des jours

de la pluie

15,7 13,6 11,9 6,1 2,4 1,1 1,5 1,3 1,3 5,7 12,0 15,5

Lieu de mesure: station Ankazobe.

Latitude: 18°19’S: longitude: 47°07’E; altitude: 1225 m



Ces normales des précipitations sont la moyenne des valeurs de précipitations

détectées sur cette station pendant les années 1961 – 1990 (30 ans), les unités sont le mm.

Et le nombre de jour de la pluie est aussi la moyenne du jour dans laquelle on est en

présence de pluie.

La variation des normales par mois est représentée dans la figure suivante:

Figure 2.5: Courbe de précipitation d’Ankazobe.

D’après cette figure, la précipitation est beaucoup plus élevée aux mois de

janvier, décembre et plus petite au mois de septembre. Pendant les mois de mai, juin,

juillet, août et de septembre, elle reste faible (entre 16,5 mm et 7,5 mm). Aux mois de

mars et de novembre, les précipitations sont sensiblement égales. Il en est de même pour

les mois d’avril et d’octobre. Donc la précipitation de la région d’Ankazobe appartient à

la catégorie appelée: « climato ». Les normales des précipitations sont proportionnelles

au nombre de jours de la pluie.

2.1.5- Conclusion

D’après l’étude géologique de la région d’Ankazobe ci-dessus, la zone admissible

pour la réalisation d’un site de stockage en puits est le plateau de Tampoketsa. Il occupe

le centre de la feuille à altitude oscillant entre 1550 m et 1660 m, avec une légère pente

vers le Nord. Cette zone est constituée par une épaisse lame granitique sub-horizontale

ou l’érosion est relativement sans effet. La formation géologique de ce plateau se situe à

la série inférieure.



2.2- A Fanjakana [18]

2.2.1- Situation géographique

2.2.1.1- Situation

La région étudiée appartient au domaine des hauts plateaux non loin de l’arête faîtier

de massif central de l’île. Elle est située à 327 km à vol d’oiseau au Sud-sud-ouest

d’Antananarivo, dans la région de Haut Matsiatra. Elle couvre une superficie d’environ

1380 km2. La région est constituée par un ensemble montagneux dont les altitudes

oscillent entre 820 m (point le plus bas, correspondant au lit de la Matsiatra) et 1741 m

(point culminant au massif quartzitique de Vohitrakanga dans la zone Nord-ouest).

2.2.1.2- Hydrographie

Le réseau hydrographique dépend entièrement du versant canal de Mozambique.

Quatre grands bassins partagent l’ensemble de la région, du Sud au Nord:

- le bassin de la Matsiatra: qui occupe le 1/3 Sud-ouest de la carte. Le fleuve traverse

le secteur, suivant la direction Sud-est Nord-ouest,

- le bassin de la Fanindrona: qui draine le centre et le centre Est,

- le bassin de Manadriana: qui intéresse une partie du centre et toute la zone Nord-est,

- le bassin de la Vodirandrana: qui correspond au secteur Nord-ouest de la carte.

2.2.1.3- Climatologie

Puisque la région se situe à proximité de l’arête du massif central de l’île, le climat se

caractérise par un hiver très froid souvent avec, brouillard épais qui ne se dissipe que très

tard dans la matinée. On note parfois du crachin accompagné ou non d’un petit vent. A ce

temps plus ou moins sec qui s’étend d’avril à octobre, avec basses températures en

juillet-août, s’oppose la saison des pluies sous des températures relativement élevées.



2.2.1.4- Végétation

La forêt est totalement absente. Aucune forêt-galerie ne peut être signalée. Un peu

partout, des reboisements anciens donnent de jolis boqueteaux d’eucalyptus et de

mimosas ou de pins.

2.2.1.5- Carte topographique de Fanjakana

Figure 2.6 : Carte topographique de Fanjakana



2.2.2- Géologie

La région, considérée comme appartenant au système du graphite, groupe les

ensembles géologiques suivants:

- les schistes cristallins,

- les migmatites,

- les roches éruptives et

- les formations superficielles.

2.2.2.1- Schistes cristallins – Gneiss

Les gneiss constituent essentiellement le quart Nord de la carte et occupent les

secteurs Nord-est d’Ambohinamboarina. Ailleurs, ils forment, au sein des migmatites

granitoïdes, des roches blanches peu épaisses, de l’ordre de 500 m à 1 km, qui

s’allongent sur plusieurs kilomètres de long. Ils présentent généralement une allure

légèrement migmatique et se trouvent souvent dans un stade d’altération poussée.

Les gneiss sont connus dans la basse vallée de la Sahamandresy où ils tendent à

passer à des migmatites gneissiques au Sud-est du massif de l’Ankarinoro, sur le flanc

Ouest de l’Antsidintsidina ainsi qu’au Nord d’Ambalavao où ils forment la partie Est du

Vohimanombo et viennent buter au massif granitique de l’Ambohitenakoho et de

l’Ambohimandroso près du village de Lavavilona.

2.2.2.2- Migmatites

Les migmatites constituent les formations principales des ¾ Sud de la coupure. Elles

comprennent des migmatites schisteuses, des migmatites à faciès leptynitique et des

migmatites granitoïdes et granites migmatitiques associés.

Dans ce secteur, le socle correspond à des roches essentiellement gneissiques avec,

au centre et à l’Ouest, des bancs de quartzites et de micaschistes plus ou moins

développés. Les 2/3 Sud montrent un ensemble migmatique comprenant des migmatites

schisteuses, des migmatites oeillées, et migmatites granitoïdes à faciès légèrement

leptynitique, et principalement des migmatites granitoïdes et granites migmatitiques

associés qui occupent la majeure partie de la région étudiée.



Dans ces migmatites s’observent une roche blanche d’extension variable, des

quartzites, des micaschistes et des gneiss. Les pyroxénites et épidotites ne constituent

que des affleurements rares. La formation syénitique est unique. De nombreux bancs

de cipolins ont été rencontrés en particulier dans le quart Sud-est de la carte. La

granitisation est développée et se manifeste un peut partout. On connaît des granites à

grains moyens ou grossiers sous forme de massifs plus ou moins importants, des

granites porphyroïdes, des granites migmatitiques et des granites filoniens parfois à

faciès Ambatomiranty. Des intrusions basiques ont donné formations de diorites, de

gabbros et d’ortho pyroxénites.



2.2.2.3- Esquisse Géologique

Figure 2.7 : Esquisse géologique de Fanjakana.



2.2.3- Hydrologie [8]

Les normales de précipitations de Fanjakana, c'est-à-dire les valeurs moyennes

des précipitations obtenues pendant 30 ans (1951 - 1980), sont représentées dans le

tableau ci-dessous.

Tableau 2.2: Normales de précipitations (en mm et 1/10) de la région de Fanjakana

Mois J F M A M J J A S O N D

Normales

(mm) 297,6 239,0 175,3 36,3 9,2 5,0 7,7 5,4 12,6 52,0 120,0 279,5

Nombre de

jours de

pluie

16,0 14,5 10,9 3,2 1,2 1,0 1,2 0,9 1,6 5,2 9,0 16,5

Le nombre de jour de pluie est la moyenne de nombre de jour, dans chaque mois

pendant 30 ans.

Figure 2.8: Courbe de précipitation de Fanjakana.



La précipitation est plus élevée aux mois de janvier et de décembre puis très

faible aux mois de juin et d’août. Le nombre de jours de la pluie maximum est de

16,5. Ceux-qui correspondent au mois de décembre. La précipitation de la région de

Fanjakana appartient donc à la catégorie appelée: « climato ».

2.2.4- Conclusion

D’après les caractéristiques géologiques ci-dessus, on peut réaliser un site de

stockage en puits sur le plateau de l’Imanody et d’Ambohimena. Ils se situent sur la zone

Nord-ouest de la carte et couvre le quart de la surface. L’ensemble géologique

constituant ces plateaux est le schiste cristallin.

Pour ces deux lieux admissibles, le plus efficace est de réaliser un site de stockage

en puits sur le plateau de Tampoketsa (Ankazobe). Ce lieu est plus proche de la ville

d’Antananarivo et facile à accéder par rapport à l’autre.


Chap. 3: Etude de faisabilité d’un site de stockage en puits à Madagascar Partie pratique

Chapitre 3- ETUDE DE FAISABILITE D’UN SITE DE STOCKAGE

EN PUITS A MADAGASCAR

Madagascar utilise des sources radioactives scellées dans plusieurs secteurs

(médecine, recherche, industrie, etc.), il peut aussi produire des déchets. Pour protéger

l’homme et l’environnement, on a besoin de stocker ces déchets. On pourra mettre en

place un site de stockage dit: site de stockage en puits (Borehole).

3.1- Les sources scellées usées existant à Madagascar [19]

3.1.1- Liste des sources scellées usées

La plupart des sources scellées usées à Madagascar sont:

- le cobalt 60 (Co-60),

- le radium 226 (Ra-226),

- le césium 137 (Cs – 137),

- le strontium 90 (Sr-90) et

- l’américium 241/béryllium (Am-241/Be).

3.1.2- Inventaire des sources scellées usées

Les inventaires des sources scellées usées à Madagascar sont présentés dans le

tableau suivant:

Tableau 2.3: Inventaire des sources scellées usées à Madagascar [19]

Radionucléide Pays

d’origine Constructeurs Utilisateurs Utilisations

Dose à la surface (µSv/h)

Nombre

France CEA CHU-HJRA

Antananarivo Téléthérapie 25 1

Norvège NORATOM LRI

Antananarivo Irradiateur agriculture

1

Danemark Ginge Brand SECREN Jauge de niveau

450 2

Cobalt 60 (Co – 60)

Allemagne Berthold Galana

raffinerie Jauge de niveau

10 3



Radionucléide Pays

d’origine Constructeurs Utilisateurs Utilisations

Dose à la surface (µSv/h)

Nombre

France CEA 56 Inconnue Inconnue

CHU-HJRA Antananarivo

Curiethérapie 8.3 5 Radium 226

(Ra – 226) Inconnue Inconnue

LRI Antananarivo

Détecteur de minerais

90 11

Césium 137 (Cs-137)

Inconnue Inconnue LRI

Antananarivo Inconnue

Plus de 200

4

Strontium 90 (Sr-90)

Allemagne Inconnue CHU-HJRA

Antananarivo Standard 26 4

France CEA,

Cadarache LRI

Antananarivo Sonde

d’humidité Plus de

200 20

Américium 241/ Béryllium (Am-241/Be) Allemagne/

Hongrie Inconnue LPNPA

Université d’Antananarivo

Analyse/ Sonde

d’activité 2730 2

Iridium 192 (Ir-192)


Antananarivo Inconnue 16 1

Radium/ Béryllium (Ra-Be)


Antananarivo Inconnue 70 6

Sources scellées

Inconnue Inconnue LPNPA

Université d’Antananarivo

Recherche 10 110

3.2- Caractéristiques du site [9], [13]

Le site de stockage en puits, pour les sources scellées usées existant à

Madagascar, est caractérisé par:

3.2.1- Profondeur

Un site de stockage en puits a, à peu près, 100 m de profondeur. Le puits sera

construit avec la même technique que le forage de l’eau ou l’exploration de pétrole. Il

sera guidé en profondeur par un long tube en acier ou en polyéthylène de haute densité.



On peut représenter dans la figure suivante l’appareil utilisé pour le forage:

Figure 2.9 : Appareil de forage d’un puits

Par la suite, du béton sera versé entre le guide central et la roche avoisinante.

Le but de l’utilisation du guide est de faciliter le processus de mise en place des colis,

spécialement pour le soutien du mur de forage. La base du puits est formée par une dalle

en béton. Une fois, le béton coulé et asséché, un bloc de remblai de béton est placé au

fond du puits. Le premier colis de déchet est déposé par la suite. Un deuxième remblai de

béton sera versé dans le puits. Le processus se répète jusqu’à ce que tous les colis soient

mis en place. Le dernier colis doit se situer à, au moins, 30 m de la surface pour éviter

l’intrusion humaine.

Quand tous les colis sont en place, une plaque déflectrice en acier est placée à 2 m

de la surface. Le reste est rempli par du sol local.



Considérons la figure ci-dessous:

Figure 2.10: Mode de stockage dans un puits

La sûreté de stockage en puits ne dépend pas de la profondeur. La profondeur est

proportionnelle au coût. Donc on peut étudier la profondeur du lieu de construction et le

budget de réalisation.

Le stockage en profondeur nous donne une stabilité chimique et physique. Elle

favorise aussi l’isolement et la retenue. Le stockage est exigé pour limiter ou réduire la

probabilité de l’intrusion humaine.



3.2.2- Diamètre

Pour les pays en voie de développement, le besoin est d’avoir des sites de

stockage de petit volume, technologiquement simple et économique. Le diamètre du site

peut être compris alors entre 0,25 et 0,5 m.

Lors de la construction on a besoin de ciment, de fer rond pour former des bétons

armés aux alentours du forage. La figure suivante représente la forme du site de stockage

en puits.

Figure 2.11: Site de stockage en puits.



3.2.3- Dimension

La dimension d’un site de stockage en puits dépend du type de capsule, c'est-à-

dire du type de déchets à stocker. Il dépend aussi du budget. En général, le site de

stockage en puits a une profondeur supérieure à 30 m et un diamètre compris entre 0,25

et 0,5m.

0,25 à 0,5 m

> 30 m

Figure 2.12: Dimension de forage d’un site de stockage en puits

3.3- Option de stockage des déchets radioactifs: le stockage en puits (Borehole) [14]

L’objectif de cette installation est de stocker, de façon sûre et durable, des sources

scellées usées, et d'autres quantités limitées de déchets radioactifs, dans des installations

en puits.

Toutes les sources radioactives, qui ne sont pas exemptées du contrôle

réglementaire, doivent être rassemblées, gérées et stockées.

La plupart de ces sources devront être stockées dans une installation de stockage

appropriée.

Pour les installations de stockage en surface et géologique, les sources scellées

usées sont stockées suivant leur activités. Il existe des limites spécifiques d'activité pour

que la dose soit acceptée. Cependant, les sources ayant des activités plus élevées qui

dépassent ces limites ne sont pas généralement disponibles. Dans ces circonstances,

l'option de stockage en puits est une des solutions.



3.3.1- Concept de stockage en puits

Une installation de stockage en puits a un certain nombre d’avantages du point de vue

économique et sûreté de stockage. Notamment,

- elle fournit un isolement à long terme pour l’homme et l'environnement (pour de

petits volumes de déchets radioactifs ayant une activité spécifique élevée),

- elle exige un secteur limité de terrain et d'infrastructure limitée,

- elle exige une courte période de construction, d’exploitation et de fermeture,

- elle peut être développée au fur et à mesure quand cela est nécessaire (ajout de colis

de déchets),

- elle a une faible probabilité d’intrusion humaine et d’événements disruptifs à cause

de la petite dimension et du choix de la profondeur du puits,

- elle exige le contrôle minimal de post fermeture du site de stockage.

3.4- Encapsulations

A l'intérieur d’un trou, chacune des sources radioactives scellées usées est située

dans une capsule cylindrique faite à partir d’un acier inoxydable avec un couvercle

entièrement soudé. La capsule est insérée dans un conteneur cylindrique fait à partir

d’un acier inoxydable. Le conteneur a également un couvercle entièrement soudé.

L’insertion des radionucléides dans une capsule et dans le conteneur assure tous les

risques contenus pendant le stockage.

3.4.1- Types de capsule

La capsule est une matrice de conditionnement des déchets faite à partir d’un

acier inoxydable complètement soudé, de forme cylindrique ayant 3 millimètres

d’épaisseur. Il existe deux types de capsule:



3.4.1.1- Capsule standard Les caractéristiques d’une capsule standard sont données dans la figure ci-dessous.

Figure 2.13: Capsule standard

3.4.1.2- Grande capsule

La figure suivante représente les caractéristiques d’une grande capsule. L’unité de

grandeur est le millimètre.

Figure 2.14: Grande capsule



Figure 2.15: Capsule standard et grande capsule

3.5- Conteneur

Le conteneur a une forme cylindrique et fait à partir d’un acier inoxydable. Il a

également un couvercle entièrement soudé. La dimension d’un conteneur dépend du type

de capsule à utiliser. Le couvercle (soudé ou biaisé) du conteneur a une dimension de 114

mm de longueur et 22 mm d’épaisseur.

La forme de ce couvercle est comme suit:

Figure 2.16: Un conteneur avec son couvercle



3.6- Colis de déchets en puits (Borehole)

Dans un site de stockage en puits, les sources scellées usées sont insérées dans

une capsule. La capsule est placée à l’intérieur d’un conteneur. On insère des ciments

entre le conteneur et la surface interne du puits. Cette opération a pour but d’éliminer

la corrosion interne du site.

Figure 2.17: Emplacement de la capsule et du conteneur dans un site de stockage

en puits.

La partie supérieure du couvercle est représentée dans la figure ci-dessous.

Figure 2.18: Surface externe d’un site de stockage en puits



3.7- Cadre légal et organisationnel

Le développement d'un site de stockage en puits devrait être effectué

conformément à la réglementation en vigueur. Notamment, sur:

- la conformité aux normes de la protection des travailleurs et du public, en

situation normale et accidentelle,

- la conformité aux limites et aux conditions opérationnelles,

- l’amélioration des actions correctives en cas de non-conformité aux normes et

- la surveillance radiologique du site de stockage.

Le stockage en puits est une option pour la gestion à long terme des petites

quantités de déchets radioactifs, y compris les sources scellées usées, conformément aux

principes internationaux de la gestion des déchets radioactifs.

La réglementation prescrite de cette pratique, en matière de stockage de déchets

radioactifs, doit couvrir tous les aspects du développement du site. L’organisme de

réglementation doit être indépendant de l’organisme chargé du stockage des déchets.

3.8- Contrôles et conditions de stockage final

3.8.1- Fermeture du centre de stockage [9]

La fermeture d’une installation de stockage de déchets radioactifs nécessite une

série d’actions systématiques. Elle commence après la mise en place du dernier colis de

déchets. S’il s’agit de plusieurs puits, ils peuvent être scellés et fermés séparément à la

fin d’une campagne de stockage.

Quand tous les puits sont remplis, des opérations des fermetures doivent être

entamées. Pour cela, on peut mettre un couvercle sur le site de stockage en puits pour

empêcher l’écoulement des eaux en surface [fig. 2.18].

Un bloc massif de béton ou de granite pourrait être placé au dessus du puits, afin

d’éviter les intrusions humaines et servir les stockages des données en gravant les

informations concernant le site.



La phase de fermeture du puits doit être aussi accompagnée de la collecte de

toutes les données et informations de toute la durée de vie du site de stockage, y compris

la surveillance radiologique. Une partie des ces informations pourrait servir aux

générations futures à connaître l’histoire du site de stockage.

3.9- Estimation du coût de construction d’un site de stockage en puits [17]

3.9.1- Introduction

Le coût de construction d’un site de stockage en puits comprend le coût de:

- l’autorisation,

- transport,

- l’étude de l’emplacement du site de stockage,

- la caractérisation physique du site,

- l’évaluation des risques pour le public et les travailleurs et

- l’évaluation de la sûreté du site.

3.9.2- Etudes et procédures opérationnelles

Les procédures de conditionnement sont basées aux mêmes techniques que celles

utilisées par l’équipe spécialisée de l’AFRA sur le conditionnement des sources de

radium.

Les procédures de transport seront conformes aux prescriptions de la

réglementation des transports des matières radioactives de l’AIEA.

Les consignes de radioprotection seront les mêmes que celles utilisées par

l’équipe spécialisée de l’AFRA.

L’évaluation des risques pour les travailleurs et le public, et l’étude des impacts

sur l’environnement doivent être faites.

Les procédures d’assurance qualité doivent être développées sur tous les aspects

du projet.



3.9.3- Phase de conception

Des matériaux de construction appropriés doivent être disponibles (ciment, sable,

fer, conteneur en acier inoxydable, etc.). Le béton ainsi constitué sera testé, quel que soit

l’emplacement.

3.9.4- Phase de construction

Le devis de construction ci-dessous (Tableau 2.5) est estimé pour un puits de 40

m de profondeur et un diamètre de 0,35 m contenant 9 colis de déchets. La capsule et le

conteneur sont de la forme cylindrique, et faits à partir d’un acier inoxydable. La

dimension d’un colis est donnée dans la figure suivante.

Fig. 2.19: Colis des déchets radioactifs

3.9.4.1-Le terrassement

Le terrassement comprend le décapage, débroussaillage, la mise à niveaux du lieu

de construction et le forage.

3.9.4.1.1- Décapage:

C’est le nettoyage du lieu de construction. La partie à décaper est la périphérie du

puits avec une superficie de 100 m2.



3.9.4.1.2- Forage du puits

Les techniques de forage seront développées à partir des techniques de forage

classique de l’eau ou de pétrole (fig. 2.9 page 48).

Le puits prend la forme d’un cylindre de 40 m de hauteur et de 0,35 m de diamètre avec

un volume de 3,84 m3.

3.9.4.2- L’ouvrage de protection

C’est la mise en place de tous les bétons de blindage.

3.9.4.2.1- Béton de propreté

Le béton de propreté est la couche permettant de supporter la construction

proprement dit. C’est la semelle de propreté.

Cette semelle de propreté est faite à partir de béton dosé à 150 kg m-3 et aura comme

épaisseur 0,20 m, avec un volume de 0,02 m3.

3.9.4.2.2- Bétons ordinaires

Ces sont les bétons utilisés pour remplir la partie supérieure du dernier colis, au

dessus de la plaque déflectrice, pour éviter l’intrusion humaine. Ils sont utilisés aussi

pour fixer les colis à l’intérieur du puits. Ces bétons sont dosés à 250 kg m-3.

Le volume total de ces bétons ordinaires est de 3,2 m3.

3.9.4.2.3- Bétons armés

Ils sont dosés à 350 kg m-3. Ces sont les bétons que l’on met au dessus de semelle

de propreté, entre les colis des déchets et au dessus du dernier colis.

Les bétons armés ont une forme cylindrique d’une dimension 0,35 m de diamètre

et 0,10 m d’épaisseur et ils peuvent être déposés dans le puits.

Le volume total des bétons armés est de 0,1 m3, c'est-à-dire pour les neuf colis.

On donne dans le tableau suivant la composition de dosage du béton de l’ouvrage de

protection.



Tableau 2.4: Composition de dosage du béton.

Désignation

des ouvrages

Ciment (kg)

(CPA 45)

Gravillon (m3)

(15 / 25) Sable (m3) Eau (m3)

Béton de

propreté 150 0,930 0,465 0,200

Béton de forme

(ordinaire) 250 0,870 0.435 0,200

Béton armé 350 0,840 0,420 0,200

Figure 2.20: Forme de stockage à l’intérieur du puits

Pour les armatures de ces bétons, on a besoin de fer rond de 21 m de longueur

(soit 4,5 kg) et du fil recuit de masse 0,5 kg.



3.9.4.2.4- Le couvercle du puits

Il peut être construit à partir du béton armé dosé à 350 kg m-3. Le fer rond utilisé

est de longueur 160 m (soit 63 kg). Le fil recuit a une masse de 6,3 kg.

La forme du couvercle est donnée dans la fig. 2.18 (page 55). Elle a 4 m de

longueur, 4 m de largeur et 0,10 m d’épaisseur. Le volume du couvercle est de 1,6 m3.

Sur le centre supérieur du couvercle, on peut placer une plaque de fer de 4 m2

(ayant 2 m de coté).

3.9.4.2.5- La plaque déflectrice

La plaque déflectrice est faite en acier inoxydable. Elle est placée au dessus de

dernier colis à l’intérieur du puits (fig. 2.19). La forme de la plaque déflectrice est

cylindrique (0,35 m de diamètre) avec une surface de 0,1 m2.

3.9.5- Coût de la sûreté

Une étude techno-économique sera menée pour évaluer le coût de la sûreté.

3.9.6- Approbation

La conception sera soumise, en principe, aux autorités de réglementation ou à un

comité institué pour le projet en vue d’obtenir son approbation.

3.9.7- Démonstration pratique

Une compagnie de forage procèdera aux forages du puits.

Après prélèvement et test des échantillons des roches environnantes, l’enveloppe

(tube en acier ou en polyéthylène de haute densité) sera conduite dans le trou.

Les sources seront conditionnées sous forme de colis, prêt pour le transport et le

stockage. Les conteneurs de stockage seront mis en place dans le puits et immobilisés par

du béton.

Le puits sera fermé et scellé.



3.9.8-Devis estimatif

Tableau 2.5: Tableau récapitulatif de coût de la construction

N° Désignation Unité Quantité Prix

Unitaire

Montant

(Ar)

1

2

I- Travaux de préparation

- Installation de chantier

- Repli de chantier

Forfaitaires

Forfaitaires

1

1

1 868 400

1 868 400

1 868 400

1 868 400

Sous total I 3 736 800 Ar

1

2

3

II- Terrassement

- Décapage et débroussaillage

- Forage

- Remplissage par le sol local

m2

m3

m3

36,00

4,000

0,200

9300

1 120 800

934 000

334 800

4 483 200

186 800

Sous total II 5 004 800 Ar

1

2

3

4

5

6

III- Ouvrage de protection

- Béton de propreté dosé à

150 kg m-3

- Béton ordinaire dosé à

250 kg m-3

- Béton armé dosé à

350 kg m-3

- Armature

- Plaque déflectrice en acier

- Plaque de couvercle en acier

m3

m3

m3

kg

m2

m2

0,02

3,2

1,700

68

0,100

4

250 000

320 000

430 000

5 000

200 000

200 000

5 000

1 024 000

731 000

340 000

20 000

800 000

Sous total III 2 920 000 Ar

Total général 11 661 600 Ar



Tableau 2.6: Nomenclature des matériaux

N° Désignations Quantité

(m3)

Ciment

(kg)

Gravillon

(m3)

Sable

(m3)

Fer

(kg)

Fil recuit

(kg)

Eau

(m3)

1 Béton de

propreté 0,020 3 0,020 0,010 - - 0.004

2 Béton

ordinaire 3 ,200 800 3,000 1.500 - - 1,000

3 Béton armé 1,700 595 1,500 1,000 68 7 0,500

Total 5 1 400 4,500 2,500 68 7 1,500

Tableau 2.7: Estimation de coût total d’installation d’un site de stockage en puits.[17]

Coût en Ariary (Ar) Description des tâches

Etudes et procédures opérationnelles

Procédures de conditionnement 3 960 000

Procédures de transport 960 000

Procédures de stockage 7 920 000

Radioprotection 3 960 000

Evaluation des risques des travailleurs 14 850 000

Évaluation d’impact sur l'environnement 3 960 000

Description de système opérationnelle 3 960 000

Analyse des risques 14 850 000

Assurance qualité 7 920 000

Études génériques

Évaluation de sûreté à long terme 43 560 000

Caractérisation des déchets 11 880 000

Etude de la sûreté 13 860 000

Choix de l'emplacement 3 960 000

Caractérisation de l'emplacement 3 960 000

Autorisation 11 880 000



Description des tâches Coût en Ariary (Ar)

Phase de conception

Conception des capsules 17 820 000

Conception des conteneurs 35 640 000

Illustration des roches environnantes 2 970 000

Essai du béton 19 800 000

Analyse du béton 3 960 000

Etude de l’enveloppe du puits 7 920 000

Construction 11 661 600

Coût de la sûreté

Étude économique des techniques 15 840 000

Processus d'autorisation

Soumission aux autorités et approbation 17 820 000

Démonstration pratique

Conduite des sources 7 920 000

Conditionnement des sources 17 820 000

Stockage des sources 17 820 000

Coût total 328 431 600 Ar

Dans ce moment 1dollars US est égal à 1980 Ar constant.


Conclusion Conception d’un site de stockage en puits (Borehole)

CONCLUSION

L’utilisation des sources radioactives scellées est répandue à Madagascar, surtout,

dans les domaines de la santé, de la recherche, de l’industrie et de l’éducation. On utilise,

souvent, les sources de cobalt (Co – 60), césium (Cs - 137) et de l’américium – béryllium

(Am – 241/Be).

L’utilisation des sources radioactives génère des déchets radioactifs. Chacun est

responsable de la gestion des ces déchets pour:

- éviter des effets néfastes à la santé humaine et l’environnement;

- limiter les contraintes induites pour les générations futures.

Pour avoir une bonne gestion des déchets, il faut suivre strictement les étapes

fondamentales de la gestion des déchets radioactifs (le prétraitement, le traitement, les

conditionnements et le stockage définitif).

Le stockage définitif des déchets radioactifs produits est donc nécessaire.

Le site de stockage en puits a pu offrir des possibilités intéressantes pour stocker des

déchets radioactifs, surtout les sources scellées usées des petits volumes. Il peut être

différent selon le pays car il exige plusieurs conditions (géologiques,

géomorphologiques, hydrogéologiques, géochimiques, météorologiques et

démographiques) sur le lieu de construction. Ce type de stockage a un coût raisonnable et

fournit un bon niveau de la sûreté pour la santé humaine et l'environnement.

On peut dire que les sites de stockage en puits sont faciles à construire mais leurs

aspects de sûreté du stockage ne sont pas nécessairement faciles. Alors, le site de

stockage en puits est un mode de stockage le plus adapté pour les pays en voie de

développement comme Madagascar.

En particulier, les sites de stockage en puits sont faciles à construire et moins

chère que pour les stockages en surface ou géologique.


Bibliographie Conception d’un site de stockage en puits (Borehole)

BIBLIOGRAPHIE

[1]: AGENCE INTERNATIONALE DE L’ENERGIE ATOMIQUE; cours

interrégional sur la gestion des sources de rayonnements usées. – démarche de sûreté.

Présenté par Mr. Durand, ANDRA, 16-27-juin 1997. Rabat-Maroc.

[2]: AGENCE INTERNATIONALE DE L’ENERGIE ATOMIQUE; cours poste

universitaire de radioprotection. Vol 2. Vienne 1995.

[3]: AGENCE INTERNATIONALE DE L’ENERGIE ATOMIQUE; Mise en

place d’un système national de gestion des déchets radioactif, collection sécurité N°111-

S-I, publication du programme RADWASS, Vienne 1996.

[4]: AGENCE INTERNATIONALE DE L’ENERGIE ATOMIQUE; Sécurité

dans le laboratoire de l’UMR 5558 BBE (année).

[5]: Agence Nationale pour la Récupération et l’Elimination des Déchets. Les

déchets des industries du traitement de surfaces. Anned DITS 1988. Control and

treatment technology for the metal finishing Industry, Ion exchange, Summary report,

EPA 625/8-81-007, June 1981.

[6]: CHU, M.S.Y., BERNARD, E.A., Waste Inventory and Preliminary Source

Term Model for the Greater Confinement Disposal Site at the Nevada Test Site, SAND-

91- 0170, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (1991).

[7]: CNESTEN, AIEA, EMI et INSTN; Cours régional supérieur de formation sur

la sûreté radiologique et la contrôle des sources de rayonnements. Rabat-Maroc, 06

octobre 2003 au 27 février 2004.

[8]: Direction de la météorologie et de l’hydrologie. Service de la météorologie ;

division de la climatologie. Centre de Calcul et de Documentations (C.C.D). Normales

Mensuelles Station – climato – pluvio – pluie.

[9]: IAN CROSSLAND; Disposal of Disused sealed Radioactive Sources in

Small Diameter «Boreholes». – Principle – U K.

Madagascar - INSTN


[10]: INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, International Basic

Safety Standards for Protection Against Ionizing Radiation and for the Safety of

Radiation Sources, Safety Series No.115, Vienne (1996).

[11]: INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Methods to Identify

and Locate Spent Radiation Sources. IAEA-TECDOC-804, Vienna (1995).

[12]: INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, principles of

radioactive waste management, Safety Series No. 111 – F, IAEA, Vienne (1995).

[13]: INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Safety of radioactive

waste disposal. Proceedings of an international conference. Tokyo, 3-7 October 2005.

Page 323.

[14]: INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Tec Doc.40, Safety

Consideration in the Disposal of Disused Sealed Radioactive Sources in «Borehole»

Facilities. Vienne 2003, ISSN 1011 – 4289.

[15]: INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL

PROTECTION, Radiation Protection Recommendations as Applied to the Disposal of

Long-Lived Solid Radioactive Waste. ICRP Publication 81, Pergamon, Oxford (2000).

[16]: MAPHISA, E, AL – MUGHRABI, M, SMITH, M, “Basic design of an

infrastructure of the handling of spent high activity sources”, The Safety and Security of

Radioactive Sources: Towards a Global system for the continuous control of sources

throughout their life cycle (Int. conf. Bordeaux, 2005).

[17]: R G HEARD, Budget Proposal for phase III of the “Borehole” Disposal of Spent Sources. RAF 4015-059-044C, GEA 1461. NECSA, November 2000

[18]: RAKOTOARISON Walter, Etude géologique et prospection au 1/100000

de la feuille Fanjakana (N.52). Direction des Mines et de l’énergie; rapport de fin de

mission 1965.

[19]: RANDRIAMORA Tiana Harimalala; identification et caractérisation des

déchets radioactifs. Rapport de stage pour l’obtention du Diplôme d’Etudes

Approfondies. Département de radioprotection et dosimétrie, Madagascar – INSTN.

Madagascar - INSTN


[20]: RANTOANINA Maurice, Etude géologique et prospection au 1/100000 de

la feuille Ankazobe (0.45). Direction des mines et de l’énergie; rapport de fin de mission

1968. Service géologique 1971.

[21]: Regional AFRA Training Course. Implementation of the BDC «Borehole»

disposal system for disused Sealed Radioactive Sources. Japie Van Berk, Aquisin

Consulting (Pty) Ltd; centurion, South Africa. Necsa, Pelindaba, South Africa 14-18

November 2005.

[22]: VD, B, NEL, L, POTIER, J-M. “Development of the «Borehole» disposal

concept”, the safety and security of radioactive sources: Towards a Global system for the

continuous control of sources throughout their life cycle (Int. conf. Bordeaux. 2005).

Madagascar - INSTN


Résumé: A Madagascar, les sources radioactives scellées sont utilisées dans plusieurs secteurs socio-économiques tels que la médecine, l’industrie, la recherche et l’agriculture. A la fin de leurs vies utiles, ces sources radioactives deviennent des déchets radioactifs et peuvent être encore dangereux car ils peuvent provoquer des effets néfastes sur l’homme et l’environnement.

Ce travail intitulé « conception d’un site de stockage en puits (Borehole) » consiste à mettre en place un site de stockage sûr des déchets radioactifs, en particulier, les sources radioactives scellées. Plusieurs aspects techniques doivent être respectés pour réaliser un tel site comme les conditions géologiques, géomorphologiques, hydrogéologiques, géochimiques, météorologiques et démographiques. Ce type de stockage est favorable pour les pays en voie de développement puisqu’il est technologiquement simple et économique. Le coût de construction dépend du volume des déchets à stocker et de la profondeur du puits. Le site de stockage en puits fournit un bon niveau de sûreté pour éviter l’intrusion humaine. La protection des générations futures contre la propagation des rayonnements ionisants est alors assurée.

Mots clés: sources scellées, déchets radioactifs, stockage, colis, capsule, puits, sureté.

BOREHOLE DISPOSAL DESIGN CONCEPT

Abstract: In Madagascar, the sealed radioactive sources are used in several socio-economic sectors such as medicine, industry, research and agriculture. At the end of their useful lives, these radioactive sources become ionizing radiations waste and can be still dangerous because they can cause harmful effects to the public and the environment.

This work entitled "Borehole disposal design concept" consists in putting in place a site of sure storage of the ionizing radiations waste, in particular, sealed radioactive sources. Several technical aspects must be respected to carry out such a site like the geological, geomorphologic, hydrogeologic, geochemical, meteorological and demographic conditions. This type of storage is favorable for the developing countries because it is technologically simple and economic. The construction cost depends on the volume of waste to store and the depth of the Borehole. The Borehole disposal concept provides a good level of safety to avoid the human intrusion. The future protection of the generations against the propagation of the ionizing radiations is then assured.

Keywords: Sealed sources, ionizing radiations waste, storage, package, capsule, Borehole, safety.

Encadreur: Impétrant: Dr RANDRIANTSEHENO Hery Fanja RANDRIAMAROLAHY Jean Norbert Tel: 032 42 371 00 E-mail: [email protected] Adresse: Porte 231 C.U Ankatso I Antananarivo 101

Ce travail a été fait à l’institut National des Sciences et Techniques Nucléaires

mailto:[email protected]

FACULTE DES SCIENCES - biblio.univ-antananarivo.mg

Documents

Transcript of FACULTE DES SCIENCES - biblio.univ-antananarivo.mg