Plan de démantèlement de l'INB 171 - asn.frde... · AGATE PFE NTE 08000896 indice A diffusée par...

DSN SGTD/LIAR INB 171 PDT/OOOO Indice 04

SURTE Plan de démantèlement de l'INB 171

Direction de l'énergie nucléaire

Département de services nucléaires

Service de gestion et de traitement des déchets

Laboratoire des installations Agate, Rotonde et ICPE 312

CEAlOENIC,ADJDSN/SGTDJ1..lAADO 93 2«>1/14

11111~lllllllllllllllllllm IIIIIIIIIIIIIII~IIIIIIIIIIIII14PPGfv1ŒXXm

dffusé le: 2«>1/14

Niveau de confidentialité Direction d'objectifs Domaine Projet EOTP Partenaire/Client

DO 181 CD 0

DR 0 SD 0 DAON ISN - A-AGAEX-02-01 -

CCEA D

Plan de démantèlement de l'INB 171

Nom(s) Fonction(s) et unité(s) Visa(s)

B. LOPESIngénieur d'études spécialisé yRédacteur(s) Société AUSY

en sûreté nucléaireCommande n04000599708

-Vérificateur(s) C. GIMENEZ

Ingénieur en Sureté Nucléaire

~DSN/SGTD/LIAR

Emetteur(s) C.COCHAUDChef d'Installation ~DSN/SGTD/LIAR

Date: 2 4Io--lI--1~CEA Centre de Cadarache - DENICAlDSNISGTDILIAR - Bâtiment 817 - 13 108 Samt Paul Lez Durance

Etablissement public à caractère industriel et commercial- RCS Paris B 775 685 019Document propriété du CEA - Reproduction et diffusion externe au CEA soumises à l'autorisation de l'émetteur

Modèle d'octobre 2013

DSN SGTD/LIAR INB 171 PDT/0000 Indice 04

SURTE Plan de démantèlement de l’INB 171

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SUIVI DES VERSIONS

Indice Date de l'indice

Rédacteur Nature de la modification Nb de pages

du doc.

01 (A) 03/12/08 AREVA TA Emission initiale. Annule et remplace la référence 100 AGATE PFE NTE 08000896 indice A diffusée par le DPIE/DIR/Projet AGATE/302 le 03/12/08.

15

02 (B) 31/05/11 P.BATTESTI Prise en compte des engagements suite au GP de mise en service du 15/05/2010.

16

03 15/05/13 AUSY

Annule et remplace la référence 100 AGATE PFE NTE 08000896 ind. B diffusée par le DPIE/DIR/AGATE/DO 178 du 30/05/11. Mise en forme qualité nouvelle maquette documentaire. Mise à jour suite à l’instruction technique (transmission du 30/06/11), prise en compte de la lettre ASN CODEP-DRC-2013-002840 du 22/01/13 : remplacement des niveaux de démantèlement par les stratégies, et prise en compte de la stratégie de démantèlement immédiat. Remplacement STEP par STEP-EI.

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04 14/01/14 AUSY Refonte du document en application du guide n°6 de l’ASN. Mise en forme qualité nouvelle maquette documentaire. Prise en compte du courrier ASN CODEP-DRC-2014-001166 du 13/01/2014.

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PIECES JOINTES

N° Titre Nbre de pages - - - - - -

DIFFUSION INITIALE

DIR/CSMN DSN DSN/SGTD DSN/SGTD/LIAR/AGATE



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SOMMAIRE

1. INTRODUCTION ............................................................................................................................. 5

1.1. OBJET DU DOCUMENT ......................................................................................................... 5

1.2. DOCUMENTS DE REFERENCE ............................................................................................. 5

1.3. GLOSSAIRE ............................................................................................................................ 6

1.4. CHAMP D’APPLICATION ........................................................................................................ 6

2. PRESENTATION ET JUSTIFICATION DE LA STRATEGIE DE DEMANTELEMENT RETENUE ....................................................................................................................................... 7

2.1. PRESENTATION DE L’INB 171 « AGATE » ........................................................................... 7

2.1.1. Rôle et principe de fonctionnement ................................................................................ 7

2.1.2. Historique administratif de l’installation ........................................................................ 8

2.1.3. Durée de vie prévisionnelle ............................................................................................. 8

2.2. STRATEGIE DE DEMANTELEMENT RETENUE ................................................................... 9

3. GENERALITES SUR LE DEMANTELEMENT ............................................................................... 9

3.1. PRINCIPES D’ORDRE METHODOLOGIQUE RELATIFS AU DEMANTELEMENT, A LA REMISE EN ETAT DU SITE ET A SA SURVEILLANCE ......................................................... 9

3.1.1. Contexte réglementaire .................................................................................................... 9

3.1.2. Principes .......................................................................................................................... 10

3.2. DISPOSITIONS PRISES A LA CONCEPTION DE L’INSTALLATION POUR EN FACILITER LE DEMANTELEMENT ...................................................................................... 10

3.2.1. Dispositions techniques ................................................................................................ 10

3.2.2. Prise en compte du retour d’expérience ...................................................................... 11

3.3. DISPOSITIONS PRISES PAR L’EXPLOITANT AFIN DE GARANTIR LA CONSERVATION DE L’HISTORIQUE DE L’INSTALLATION ET L’ACCESSIBILITE AUX DONNEES ASSOCIEES ........................................................................................................ 12

3.4. DISPOSITIONS PRISES PAR L’EXPLOITANT AFIN DE GARANTIR LE MAINTIEN DES COMPETENCES ET LA CONNAISSANCE DE L’INSTALLATION (MANAGEMENT DES CONNAISSANCES) ............................................................................................................... 13

3.5. MODALITES DE GESTION DES DECHETS ISSUS DU DEMANTELEMENT, TENANT COMPTE DES SOLUTIONS DE GESTION EXISTANTES OU EN PROJET, DEVELOPPEES DANS LE CADRE DU PLAN NATIONAL DE GESTION DES MATIERES ET DECHETS RADIOACTIFS ............................................................................ 13

3.5.1. Zonage déchets .............................................................................................................. 13

3.5.2. Catégories de déchets – Filière d’évacuation de déchets .......................................... 15

4. DEROULEMENT DU DEMANTELEMENT ................................................................................... 15

4.1. DEFINITION DES ETAPES DU DEMANTELEMENT ............................................................ 16

4.1.1. Organisation générale .................................................................................................... 16

4.1.2. OPérations de Mise à l’Arrêt Définitif de l’INB 171 (OPMAD) ..................................... 16

4.1.3. Evacuation des matières radioactives et assainissement des Unités ...................... 17

4.1.4. Démantèlement électromécanique des bâtiments ...................................................... 18

4.1.5. Réhabilitation du site ..................................................................................................... 18

4.1.6. Déclassement de l’installation ...................................................................................... 19



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4.2. ECHEANCIER ENVISAGE, DUREE DES OPERATIONS ..................................................... 19

4.3. DESCRIPTION DES TRAVAUX QU’IL EST PREVU D’EFFECTUER ET DES EQUIPEMENTS QUI SERONT NECESSAIRES AU DEMANTELEMENT ............................ 19

4.4. IDENTIFICATION DES OBJECTIFS DE SURETE ET DE RADIOPROTECTION ................ 20

4.4.1. Objectifs de sûreté ......................................................................................................... 20

4.4.2. Objectifs de radioprotection .......................................................................................... 21

4.4.3. Objectif liés à l’environnement ...................................................................................... 21

4.5. PRISE EN COMPTE DES DECHETS, DES REJETS ET DES RISQUES CLASSIQUES .... 22

4.5.1. Inventaire déchets et filières associées ....................................................................... 22

4.5.2. Rejets identifiés lors des opérations de démantèlement ........................................... 23

4.5.3. Risques classiques ........................................................................................................ 23

4.6. JUSTIFICATION DES CHOIX TECHNIQUES DU POINT DE VUE DE LA SURETE NUCLEAIRE, DE LA RADIOPROTECTION, DE LA GESTION DES DECHETS, DES REJETS D’EFFLUENTS ET DES RISQUES CONVENTIONNELS ...................................... 24

5. ETAT FINAL ENVISAGE .............................................................................................................. 24

5.1. PRESENTATION ET JUSTIFICATION DE L’ETAT FINAL RETENU .................................... 24

5.2. PREVISIONS D’UTILISATION ULTERIEURE DU SITE ........................................................ 25

5.3. INCERTITUDES ASSOCIEES A LA DESCRIPTION DE L’ETAT FINAL .............................. 25

5.4. EVALUATION DE L’IMPACT DE L’INSTALLATION ET DU SITE APRES ATTEINTE DE L’ETAT FINAL VISE, MODALITE DE SURVEILLANCES ENVISAGEES ............................. 25



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1. INTRODUCTION

1.1. OBJET DU DOCUMENT

Ce document constitue le plan de démantèlement de l’Installation Nucléaire de Base (INB) n°171 dénommée « AGATE » (Atelier de Gestion Avancé de Traitement des Effluents).

1.2. DOCUMENTS DE REFERENCE

[1] Décret n°2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives.

[2] Mise à l’arrêt définitif démantèlement et déclassement des installations nucléaires de base en France

Réf. : Guide de l’ASN - Guide n°6 – Version du 18/06/2010 [3] Avis n°2007-AV-0046 de l’Autorité de Sûreté Nucléaire du 5 février 2008 sur le projet de décret

autorisant le Commissariat à l’Energie Atomique à créer une Installation Nucléaire de Base (INB) dénommée AGATE sur le site de Cadarache situé à Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône).

[4] Décret n°2009-332 du 25 mars 2009 autorisant le Commissariat de l’Energie Atomique à créer une installation nucléaire de base dénommé « AGATE » sur le site de Cadarache situé à Saint-Paul-lez-Durance (Département des Bouches du Rhône)

[5] Lettre du CEA du 30 juin 2011 de transmission d’une mise à jour partielle du référentiel de sûreté

Réf. : CEA / DEN / CAD / DIR / CSN, DO 429. [6] Lettre de l’ASN du 22 janvier 2013 de demandes complémentaires relatives à la transmission de la

mise à jour partielle du référentiel de sûreté Réf. : CODEP-DRD-2013-002840 du 22/01/13

[7] Lettre du CEA du 28 juin 2013 de transmission de la mise à jour du référentiel de sûreté

Réf. : CEA / DEN / CAD / DIR / CSN, DO 450. [8] Lettre de l’ASN du 13 janvier 2014 de demandes complémentaires relatives à la transmission de la

mise à jour du référentiel de sûreté Réf. : CODEP-DRD-2014-001166

[9] Procédure – Maitrise des documents des installations, laboratoires et activités du DSN et des données

informatiques associées (application de la procédure DEN/CAD/DIR/PR001) Réf. : DSN / DIR / QUALI / PCD001, à l’indice applicable.

[10] Procédure – Compagnonnage des salariés CEA (et assimilés) au DSN/Cadarache.

Réf. : DSN / DIR / QUALITE / PCD019, à l’indice applicable. [11] Guide inter-exploitant – réhabilitation des sols d’une installation nucléaire de base.

Réf. : CEA / DPSN / GU / 003. [12] Méthodologie d’assainissement complet acceptable dans les installations nucléaires de base en

France Réf. : Projet de Guide de l’ASN - Guide n°14 – Version du 21/06/2010

:



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1.3. GLOSSAIRE

Terme / Sigle / Acronyme Définition / Signification

AIEA Agence Internationale de l’Energie Atomique ASN Autorité de Sûreté Nucléaire BAG Boîte A Gants

CAEAR Commission d’Acceptation des Entreprises dans le domaine de l’Assainissement Radioactif

CEP Contrôles Essais Périodique DADN Direction de l’Assainissement et du Démantèlement Nucléaire DEN Direction de l’Energie Nucléaire DI Déchets Inertes DIB Déchets Industriels Banals DID Déchets Industriels Dangereux DPAD Département des Projets d’Assainissement et de Démantèlement DSN Département des Services Nucléaires EIP Eléments Important pour la Protection FMA Faible et Moyenne Activité FOH Facteur Organisationnel et Humain INB Installation Nucléaire de Base MAD Mise à l’Arrêt Définitif MAD/DEM Mise à l’Arrêt Définitif et DEMantèlment OPMAD Opération de Mise à l’Arrêt Définitif PCR Personne Compétente en Radioprotection PNGMDR Plan Nationale de Gestion des Matières et des Déchets Radioactifs REX Retour d’Expérience RGE Règles Générales d’Exploitation RGSE Règles Générales de Surveillance et d’Entretien SGTD Service de Gestion et Traitement des Déchets SIGT Système Informatique de Gestion Technique STE Station de Traitement des Effluents STEL Station de Traitement des Effluents Liquides STEP-EI STation d’EPuration des Effluents Industriels TFA Très Faible Activité THE Très Haute Efficacité VRP Visites Réglementaire Périodique ZC Zone Contaminante ZNC Zone Non Contaminante ZSRA Zone Sans Radioactivité Ajoutée

1.4. CHAMP D’APPLICATION

Le plan de démantèlement de l’INB 171 - AGATE répond aux exigences de la loi TSN du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire et à son décret d’application en référence [1]. Il est établi conformément au « sommaire type » présenté dans l’annexe 1 du guide de l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN), référencé [2].



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2. PRESENTATION ET JUSTIFICATION DE LA STRATEGIE DE DEMANTELEMENT RETENUE

2.1. PRESENTATION DE L’INB 171 « AGATE »

2.1.1. Rôle et principe de fonctionnement

L’Atelier de Gestion Avancée et de Traitement des Effluents (AGATE) est une station de traitement des effluents liquides radioactifs construite en remplacement de la Station de Traitement des Effluents (STE), INB n°37 de Cadarache. L'installation AGATE traite les effluents liquides aqueux radioactifs en provenance essentielle des installations nucléaires du centre de Cadarache, majoritairement contaminés en émetteurs . Ponctuellement, des effluents liquides provenant d’autres sites du CEA ou d’entités extérieures peuvent être traités. Elle permet, grâce à une unité d’évaporation :

de concentrer la radioactivité dans un volume réduit (concentrats) qui est transféré vers la Station de Traitement des Effluents Liquides (STEL) du centre CEA de Marcoule, ou d’un autre centre, afin que ces concentrats y soient traités et conditionnés,

d’obtenir des distillats qui sont transférés vers la STation d’EPuration des Effluents Industriels (STEP-EI) du Centre de Cadarache en vue de leur rejet.

Le processus de traitement des effluents liquides d’AGATE a été décomposé en unités et ensembles, de la manière suivante :

DEP : unité « Dépotage/Rempotage » permettant :

o le dépotage vers les cuves de réception de tous les effluents liquides à traiter arrivant en camion citerne ou bonbonnes,

o une prise d’échantillon des effluents liquides pour analyse, o le transfert des effluents liquides vers les cuves d’entreposage de l’unité « ELIA », o le rempotage des concentrats dans les camions-citernes, o le dépotage des réactifs,

ELIA : unité « Entreposage Liquides Amont » permettant :

o l’entreposage des effluents liquides , des effluents suspects et de l’acide de passivation de l’évaporateur,

o le pré-assemblage des effluents,

EVA : unité « Evaporation » permettant :

o l’assemblage des effluents liquides afin d'ajuster leurs caractéristiques radiologiques et chimiques avant évaporation,

o l’ajustement du pH et l’ajout d’additifs chimiques si nécessaire, o le traitement par évaporation des effluents liquides, o l’entreposage tampon des distillats d’évaporation dans le bâtiment « Procédé » et une prise

d’échantillon pour analyse avant leur envoi vers l’unité « ELIP », o l’entreposage des concentrats d’évaporation et une prise d’échantillon pour caractérisation

avant leur transfert vers la STEL de Marcoule, ou d’un autre centre,

ELIP : unité « Entreposage Liquides Aval» permettant :

o l’entreposage liquide aval des effluents constitués par les distillats, o la prise d’échantillon des distillats en vue de leur analyse avant leur transfert vers la STEP-EI

du Centre de Cadarache,

MCE : ensemble « Moyens Communs d’Exploitation » constitué des moyens nécessaires à :

o la maintenance préventive et curative des équipements de l’installation, o la maintenance des citernes,



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o l’analyse chimique et radiologique des effluents liquides réceptionnés, des effluents liquides après assemblage, des distillats, des concentrats, …,

o la réception, le stockage, la préparation et la distribution des additifs chimiques et des solutions de décontamination nécessaires au fonctionnement de l’installation,

o la gestion des déchets solides et effluents liquides,

INF : ensemble « Infrastructures » assurant toutes les infrastructures de l’installation, ainsi que les composants généraux.

L’installation AGATE est composée :

d’un bâtiment « Procédé »,

d’un bâtiment « Vestiaires » jouxtant le bâtiment « Procédé »,

d’un bâtiment « Utilités »,

d’un bâtiment « Personnel »,

de trois bassins de distillats.

L’ensemble des bâtiments de l’installation AGATE, ainsi que les procédés mis en œuvre au sein de l’installation, sont décrits dans le volume I du Rapport de Sûreté.

2.1.2. Historique administratif de l’installation

2.1.2.1. Exploitant

L’INB 171 - AGATE est située sur le site du CEA/Cadarache, est exploitée par le Service SGTD au sein du Département DSN.

2.1.2.2. Etat réglementaire

Les principales étapes administratives de l’INB 171 - AGATE sont rappelées ci-après. Par courrier du 29 mai 2006, le CEA a transmis à l’autorité de sûreté :

le dossier relatif à la demande de création de l’installation nucléaire de base dénommée AGATE sur le site du CEA/Cadarache,

le dossier relatif à la demande d’autorisation de rejets d’effluents et de prélèvements d’eau de l’installation,

le rapport préliminaire de sûreté de l’installation.

Ces demandes ont fait l’objet d’une enquête publique du 20 novembre 2006 au 20 décembre 2006. Le permis de construire a été délivré par la préfecture des Bouches-du-Rhône le 17 septembre 2007. Dans le cadre de l’autorisation de création de l’installation AGATE, l’ASN a examiné les dossiers transmis et émis un avis favorable en référence [3]. Suite à cet avis favorable, un décret d’autorisation de création de l’installation est paru le 25 Mars 2009 (cf. référence [4]). Dans le cadre de la demande de mise en service, le CEA a transmis par courrier en référence [5] un référentiel de sûreté mis à jour afin de prendre en compte les premiers éléments disponibles relatifs à ses engagements et aux demandes de l’ASN, dont l’analyse par l’ASN et son expert technique a fait l’objet du courrier en référence [6]. Le retour d’expérience des essais de performance en inactif a mis en évidence la nécessité d’apporter certaines modifications mineures en termes de conséquence sur la sûreté de l’Installation. Ces modifications ont nécessité la reprise de certains chapitres du Rapport de Sûreté et des Règles Générales d’Exploitation (RGE), dont la transmission à l’ASN vient compléter le courrier en référence [7], qui a fait l’objet de celui en référence [8].

2.1.3. Durée de vie prévisionnelle

La durée de vie prévisionnelle de l’INB 171 – AGATE est de 40 ans.



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2.2. STRATEGIE DE DEMANTELEMENT RETENUE

L’Agence Internationale de l’Energie Atomique (AIEA) définit trois stratégies de démantèlement des installations nucléaires :

Le démantèlement différé (differed dismantiing): les parties de l’installation contenant des substances radioactives sont maintenues ou placées dans un état sûr pendant plusieurs décennies avant que les opérations de démantèlement ne commencent (les parties « conventionnelles » de l’installation peuvent être démantelées des l’arrêt de l’installation).

Le confinement sûr (safe containment) : les parties de l’installation contenant des substances radioactives sont placées dans une structure de confinement renforcée durant une période suffisamment longue pour atteindre un niveau d’activité radiologique suffisamment faible pour permettre la libération du site (les parties conventionnelles » de l’installation peuvent être démantelées des l’arrêt de l’installation. Dans ce cas, la surveillance ultérieure de l’installation est similaire à celle d’n site de stockage définitif de déchets.

Le démantèlement immédiat (immediate dismantiing) : dans ce cas, le démantèlement de l’ensemble de l’installation est engagé dès la fin de l’exploitation

Le CEA applique la stratégie actuelle d’un démantèlement immédiat de ses INB. Le choix de démantèlement immédiat permet de profiter au mieux des compétences et de la connaissance de l’installation du personnel encore présent. Cette stratégie préconisée par l’ASN permet également de ne pas faire porter le poids de démantèlement sur les générations futures, tant sur les plans techniques que financiers.

3. GENERALITES SUR LE DEMANTELEMENT

3.1. PRINCIPES D’ORDRE METHODOLOGIQUE RELATIFS AU DEMANTELEMENT, A LA REMISE EN ETAT DU SITE ET A SA SURVEILLANCE

3.1.1. Contexte réglementaire

Les modalités réglementaires de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement d’une Installation Nucléaire de Base sont précisées dans les articles 37 à 39 du décret n° 2007-1557 en référence [1]. La mise à l’arrêt définitif et le démantèlement d’une Installation Nucléaire de Base nécessitent des informations et des demandes préalables auprès des ministres chargés de la sûreté nucléaire et de l’ASN :

trois ans avant la date envisagée de mise à l’arrêt définitif, une information est transmise à l’ASN, accompagnée d’une mise à jour du plan de démantèlement présentant notamment les opérations de préparation à la mise à l’arrêt définitif, les équipements qui seront nécessaires au démantèlement de l’installation et les filières de gestion des déchets envisagées,

un an avant la date prévue pour la mise à l’arrêt définitif, une demande d’autorisation est déposée auprès des ministres chargés de la sûreté accompagnée notamment :

o d’une description de l’installation avant sa mise à l’arrêt définitif et son démantèlement, o de la mise à jour du plan de démantèlement décrivant également les étapes envisagées pour le

démantèlement et l’état du site après celui-ci ; ce plan présente les prévisions d’utilisation ultérieure du site,

o de l’étude d’impact prévue à l’article L. 122-1 du code de l’environnement présentant l’impact des opérations de démantèlement et les modalités envisagées pour l’élimination des déchets issus du démantèlement,

o d’une version préliminaire du rapport de sûreté portant sur les opérations de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement de l’installation,

o d’une étude de maîtrise des risques portant sur les opérations de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement de l’installation,

o des règles générales de surveillance et d’entretien.



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Ces documents sont soumis à enquête publique et aux autorisations, par l’ASN et les ministres chargés de la sûreté nucléaire ; ils sont nécessaires à l’enclenchement des opérations. La mise à l’arrêt définitif et le démantèlement sont initiés par obtention d’un décret. Avant le début des opérations, une mise à jour du PUI est adressée à l’ASN. Suite au démantèlement, le déclassement d’une installation nécessite une demande adressée à l’ASN comprenant notamment :

une présentation de l’état du site après le démantèlement contenant notamment une analyse de l’état du sol et une description des éventuelles constructions de l’installation qui subsistent et de leur état,

un document présentant l’usage futur du site.

La décision de déclassement après homologation fait l’objet des mesures de notification, de communication et de publication.

3.1.2. Principes

La phase démantèlement comprend deux grandes étapes : la Mise à l’Arrêt Définitif (MAD) et le démantèlement à proprement parler. La MAD comprend l'ensemble des opérations destinées à mettre fin à l'exploitation normale de l’installation AGATE. Elle conduit à un état matériel et réglementaire tel que les installations ne peuvent plus être remises en service selon les procédures agréées. Elle consiste principalement à :

préparer la mise à l’arrêt définitif (élimination au maximum de la matière radioactive présente dans l’installation, évacuation des mobiliers,…),

démonter toute la partie classique de l'installation, non nécessaire à la surveillance,

maintenir, voire renforcer, les barrières de confinement,

établir un bilan de la radioactivité contenue dans l'installation,

fixer l'objectif du démantèlement (en particulier, le niveau du démantèlement retenu),

établir la démarche qui conduira à cet objectif.

3.2. DISPOSITIONS PRISES A LA CONCEPTION DE L’INSTALLATION POUR EN FACILITER LE DEMANTELEMENT

3.2.1. Dispositions techniques

De façon générale, la conception des installations est prévue en sorte que :

les circuits et composants fluides puissent être facilement :

o vidangés lors du démantèlement, dans la mesure où les dispositions associées ne risquent pas de conduire à un risque de vidange intempestive en exploitation (notamment par siphonage),

o nettoyés, rincés et décontaminés : - l’installation AGATE est autonome : les liquides de rinçage des cuves et des circuits sont

récupérés dans la cuve des liquides actifs de l’unité d’évaporation et sont ensuite traités, - les circuits, les boîtes à gants et les cuves sont en interface avec les systèmes de

décontamination, - les matériaux permettent d’effectuer des décontaminations poussées,

le démantèlement et l'assainissement radioactif soient facilités par l'aménagement et la structure des installations :

o architecture des installations la plus simplifiée possible, o séparation des parties actives et parties inactives et aménagement des cuves par type

d‘effluents liquides,



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o centralisation des tuyauteries actives dans une galerie centrale, o conception des circuits, boîtes à gants, composants et structures facilement démontables et

dont les géométries permettent de réaliser des colis de déchets standards (lorsque cela est possible),

o accès aux composants importants facilités en termes d'espace, tout en respectant les principes de maintenance des appareils, par exemple :

- disposition d'un espace suffisant autour d'un composant contaminant ou irradiant afin de pouvoir ajouter les protections radiologiques nécessaires et de minimiser les temps d’exposition des opérateurs,

- aménagement d'un local situé à proximité du local évaporateur pour pouvoir effectuer des opérations liées au démantèlement,

o aménagement des locaux permettant d'assurer l'accès aux équipements contaminés et l'évacuation des équipements démantelés et notamment des gros composants (présence de portes et passage d'accès, etc.),

o mise en place, sur les parois des locaux susceptibles d'être contaminés, des revêtements adéquats qui réduiront les coûts d'assainissement radioactif et le volume des déchets en évitant la migration de la contamination dans le béton (présence de lèchefrite inox ou de résine décontaminable au niveau inférieur notamment),

o absence de noyage dans le béton de conduites véhiculant un fluide contaminé,

les moyens normaux d'exploitation (appareils de manutention, outillages, cuve de rempotage et circuit associé, circuits de servitudes, ventilation, atelier de maintenance chaud, etc.) permettent de réaliser une grande partie des opérations de démantèlement, tout en respectant les exigences de sûreté associées à ces opérations. Le hall camion permettra de recevoir des caissons ANDRA pour l’évacuation des déchets,

les doses reçues lors du démantèlement soient limitées :

o les cuves ne sont pas regroupées mais sont placées dans plusieurs locaux, o les circuits sont équipés de prises d'échantillons qui permettront de caractériser, par analyse au

laboratoire, les liquides présents lors des opérations d'assainissement et de démantèlement, o les cuves sont équipées d’agitateurs ou de buses de brassage, ce qui permettra d’optimiser leur

rinçage en minimisant les dépôts de matières,

les volumes des déchets générés lors du démantèlement des installations soient limités :

o minimisation de l'étendue des circuits actifs, o zonage de l'installation (zonage radiologique et zonage déchets), o recyclage ou récupération de matériaux de protection radiologique, o limitation au strict nécessaire des matériels affectés à la zone contrôlée car tout matériel affecté

à cette zone est assimilé à un déchet lors de son démantèlement, o minimisation de l'activité des matériaux en choisissant à la conception des matériaux pouvant

se récupérer séparément (par exemple, l’utilisation de panneaux de plomb habillés par des tôles métalliques doit être retenue par rapport à l’utilisation de plomb coulé directement dans un coffrage métallique),

le système de surveillance radiologique soit maintenu.

3.2.2. Prise en compte du retour d’expérience

Le retour d’expérience lié aux opérations de maintenance sur les installations existantes, puis sur l'installation AGATE, ainsi que le retour d’expérience sur le démantèlement d'installations du CEA (notamment des stations de traitement des déchets liquides) ont été pris en compte pour la définition du scénario envisagé (cf. paragraphe 7) et seront pris en compte pour l’élaboration du scénario détaillé des opérations de démantèlement de AGATE, afin :

d’améliorer, si possible, les dispositions mises en œuvre dans le cadre d’opérations de démantèlement (outils, modes opératoires, etc.),

de réduire, de manière sensible, la dose collective des travailleurs.

L’étude de la déconstruction d’AGATE s’appuie sur le Retour d’EXpérience (REX) du démantèlement de l’installation Brennilis et du site des Monts d’Arée.



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Les opérations de démantèlement entreprises par le CEA depuis une quarantaine d’année ont permis de rayer une quinzaine d’installations de la liste des INB : déclassement en ICPE (réacteurs EL2 et EL3 à Saclay) ou déclassement en bâtiment conventionnel (ALS, SATURNE et TRITON). Sur le site de Cadarache, le CEA bénéficie également du retour d’expérience des opérations de démantèlement des installations Siloëtte et Harmonie. Des chantiers importants sur des laboratoires et ateliers de radiochimie, accélérateurs ou réacteurs ont également contribué au retour d’expérience :

opérations riches d’enseignement (AT1 dans le périmètre de l’INB 38 à La Hague, accélérateur SATURNE),

nécessité de développement des méthodologies et des outils particuliers pour démanteler,

mise en œuvre de méthodologies adaptées permettant d’assainir le Génie Civil contaminé pour obtention du déclassement radiologique,

optimisation de la nature des déchets générés par élaboration d’études déchets poussées,

ouverture de nouvelles filières de recyclage de matériels et de matériaux.

A côté des opérations de démantèlement, le CEA a également mené de nombreuses actions d’assainissement lors de l’exploitation des installations dont les caractéristiques peuvent s’apparenter aux premières phases des chantiers de démantèlement.

3.3. DISPOSITIONS PRISES PAR L’EXPLOITANT AFIN DE GARANTIR LA CONSERVATION DE L’HISTORIQUE DE L’INSTALLATION ET L’ACCESSIBILITE AUX DONNEES ASSOCIEES

L’archivage des documents de l’INB 171 est géré de manière à conserver l’ensemble des éléments nécessaires au fonctionnement de l’installation, du service et du laboratoire en charge de son exploitation, pendant la durée de vie de l’installation et jusqu’au terme du démantèlement, dans des conditions garantissant leur préservation. Les archives de l’installation sont constituées par le référentiel de sûreté, des plans des locaux et des équipements, des notes techniques, des dossiers de prise en charge des effluents, des cahiers de bord et main courante de l’installation. Elles permettent de reconstituer son historique. Cet archivage répond à la recommandation n°11 du manuel CEA de la sûreté nucléaire « archivage des documents liés à la sûreté, à la norme ISO9001 (version 2008), déclinée dans la procédure du DSN référencée [9]. Concernant l’archivage des documents au niveau de l’INB 171, il est organisé de la manière suivante :

les documents applicables relatifs à l’INB 171 sont archivés sous forme informatique et papier, les documents qui ont subi les tris et les éliminations prévus par les règlements, et qui sont à

conserver sans limitation de durée sont archivés informatiquement dans une base de données (GED « exploitation ») et les documents papiers le sont dans les archives du Centre sous la responsabilité de l’archiviste du Centre. Ils sont classés selon un plan de classement élaboré en accord avec l’archiviste du Centre et utilisé pour l’alimentation des GED des installations.

Ces documents sont consultables et reproductibles au tant que de besoin. Une base informatique permet de retrouver les différents documents. La mise en place d’un zonage déchet et radiologique qui couvre l’ensemble de l’installation et qui évolue en fonction des événements (incident, modification, etc…) permet de garder une trace de l’historique de l’installation sur les fiches de vie de chaque zone. Par ailleurs, l’organisation mise en place lors de l’exploitation permet, à la date d'arrêt de l’installation, de fournir un état des effluents liquides présents dans l'installation grâce au système de gestion SIGT (Système Informatique de Gestion Technique), Toute modification et travaux dans l’INB font l’objet de dossiers techniques et de plans qui sont archivés pour la durée de vie de l’installation. Ils pourront être utilement consultés pour la phase de démantèlement. L’exploitant s’engage à maintenir les moyens nécessaires à cette gestion des documents d’exploitation, pendant toute la durée du démantèlement.



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Afin de garantir leur conservation et l’accessibilité aux données associées, l’intégralité des documents liés à l’exploitation et au démantèlement de l’installation fera l’objet d’un traitement archivistique sous l’autorité de la Cellule Archives du centre (récolement, inventaire, classement, éliminations, conformément au plan de classement et au tableau de gestion de l’installation). Les documents seront ensuite conservés sous la responsabilité de cette cellule, dans le cadre de la convention avec liant le CEA et la Direction des Archives de France. Ces documents, qui sont des archives publiques, seront, après autorisation, consultables auprès du Centre de Cadarache, dans le respect de la loi n°2008-696 du 15 juillet 2008 relative aux archives. De plus dans le cadre de la préparation du Dossier de demande d’autorisation de Mise à l’Arrêt Définitif et DEMantèlement (MAD/DEM), une synthèse des archives intéressant les opérations de démantèlement sera constituée.

3.4. DISPOSITIONS PRISES PAR L’EXPLOITANT AFIN DE GARANTIR LE MAINTIEN DES COMPETENCES ET LA CONNAISSANCE DE L’INSTALLATION (MANAGEMENT DES CONNAISSANCES)

Pour garantir le maintien et la connaissance de l’installation, le CEA grée l’INB, pour son exploitation, d’une équipe assurant les fonctions de Chef d’installation, d’ingénieur sûreté, d’ingénieur sécurité d’installation, d’un « responsable d’exploitation » et d’un « responsable maintenance » comme détaillé dans le chapitre deux des RGE de l’INB 171. Les Visites Réglementaires Périodiques (VRP), les Contrôles Essais Périodique (CEP) et les maintenances sont également définis par les RGE de l’installation. L’organisation mise en place permet de garantir le transfert des connaissances notamment grâce aux formations par compagnonnage, conformément au document en référence [10]. La conduite des opérations de démantèlement, au sens du management des projets, est assurée par un Chef de projet appartenant au Département des Projets d’Assainissement et de Démantèlement (DPAD). Cette unité assure la conduite des projets d’assainissement et de démantèlement des sites civils du CEA, ce qui permet d’avoir une vision globale des opérations de démantèlement et un REX important.

3.5. MODALITES DE GESTION DES DECHETS ISSUS DU DEMANTELEMENT, TENANT COMPTE DES SOLUTIONS DE GESTION EXISTANTES OU EN PROJET, DEVELOPPEES DANS LE CADRE DU PLAN NATIONAL DE GESTION DES MATIERES ET DECHETS RADIOACTIFS

Les paragraphes qui suivent décrivent l’organisation et la gestion des déchets mises en œuvre sur l’INB 171, depuis la phase d’exploitation jusqu’à la fin du démantèlement.

3.5.1. Zonage déchets

3.5.1.1. Généralités

L’arrêté du 07 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base, demande dans son article 6.4 que l’exploitant rédige une étude sur la gestion de ses déchets, dite « étude déchets », faisant état de ses objectifs pour réduire le volume, la toxicité chimique, biologique et radiologique des déchets produits dans ses installations, et optimiser leur gestion. Une note de doctrine de l’ASN décrit le processus d’élaboration du zonage déchets des installations nucléaires et les modalités de contrôles associées. Selon cette note, le zonage déchets est destiné à distinguer les zones d’un site nucléaire où les déchets produits sont radioactifs ou susceptible de l’être. Le zonage déchets consiste à découper les installations d’un site nucléaire (bâtiments ou locaux de l’installation nucléaire, mais aussi aires extérieures et voieries) en deux types de zones.



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3.5.1.1.1 Zones à déchets conventionnels

3.5.1.1.1.1 Zone Sans Radioactivité Ajoutée (ZSRA)

C’est une zone à l’intérieur de laquelle les déchets sont produits ne sont ni contaminés ni activés dans les conditions normales d’exploitations soit parce qu’il n’y a jamais eu de production, traitement, manipulation, emploi, détention, stockage, manutention de substances radioactives ou d’utilisation d’appareils émetteurs de particules pouvant générer une activation, soit parce que l’assainissement du volume intérieur de la zone et l’assainissement de ses parois a éliminé toute contamination ou l’essentiel de l’activation qui pouvait y avoir été contenue.

3.5.1.1.1.2 Zone Non Contaminante (ZNC)

C’est une zone à l’intérieur de laquelle les déchets produits ne sont ni contaminés ni activés dans les conditions normales d’exploitation car les substances radioactives contenues ne sont pas susceptibles de contaminer les déchets qui en sont issus et où il n’existe pas d’émission de particules pouvant générer une activation des déchets qui en sont issus: ceci, même si, dans cette zone, existent ou ont existé production, traitement, manipulation, emploi, détention, stockage, manutention de substances radioactives.

3.5.1.1.2 Zones à déchets nucléaires : Zone Contaminante (ZC)

C’est une zone à l’intérieur de laquelle il existe des substances radioactives susceptibles de contaminer des déchets sortants ou dans laquelle il y a et il y a eu émission de particules pouvant générer une activation des déchets sortants. En phase d’assainissement final, le zonage déchets des locaux est complété par un classement des éléments de structures constituant le génie civil. L’assainissement final consiste à retirer la radioactivité ajoutée à l’intérieur même des structures et parois de l’installation. Pour cela, le zonage déchets des locaux est complété par un zonage en profondeurs des parties constitutives (voiles, sols, sous-sols, plafonds, dalles) des différents locaux nucléaires (zones contaminante lors du démantèlement), qui détermine la limite entre les zones à déchets nucléaires, qui seront traitées, et les zones à déchets conventionnels

3.5.1.1.3 Zonage actuel de l’INB 171

En phase d’exploitation, l’installation AGATE possède un zonage déchets de référence, en considérant les activités habituelles d’exploitation. Ce zonage de référence est à minima révisé lors du passage en phase de démantèlement. Il est remis à jour au fur et à mesure de l'avancement des travaux, soit en passant des ZC en ZNC si la source de contamination a disparu, soit à l'inverse en passant des ZNC en ZC si le démantèlement d'une barrière de confinement a entraîné une contamination incidentelle.

3.5.1.1.4 Zonage déchets de démantèlement

Une version de l’étude déchets de l’installation, pièce du dossier de demande de MAD/DEM, présentant un zonage déchet actualisé dit de « démantèlement », sera soumise à l’approbation de l’ASN. Ce zonage déchets de démantèlement intégrera en particulier :

le REX du zonage déchets d’exploitation, l’historique d’exploitation et le retour d’expérience des opérations passées de démontage ou de

remplacement d’équipements, l’évolution des termes sources, les caractérisations radiologiques des matériaux constitutifs des équipements ou des dépôts

(adéquation avec les filières déchets). Ce zonage déchets modifié doit permettre d’optimiser le classement des déchets qui seront produits lors du démantèlement, et en particulier d’éviter le surclassement injustifié de certains déchets (coût, engorgement des filières, …).



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3.5.2. Catégories de déchets – Filière d’évacuation de déchets

3.5.2.1. Généralités

Le démantèlement, comme l’exploitation, génère deux familles de déchets : des déchets nucléaires et des déchets conventionnels. La différenciation entre ces deux familles est basée sur une délimitation géographique par le zonage déchets de l’installation. Tous ces déchets sont gérés dans des filières d’évacuation, en accord avec les modalités de gestion définies dans le Plan Nationale de Gestion des Matières et des Déchets Radioactifs (PNGMDR). Ces filières sont désignées par l’origine du déchet (nucléaire ou conventionnel), par son devenir définitif ou par les filières de traitement intermédiaire (exemple : incinération, valorisation, stockage).

3.5.2.2. Les déchets conventionnels

Les déchets font l’objet d’une classification codifié à l’article R541-8 et ses annexes du code de l’environnement. Ils sont issus des ZSRA et des ZNC de l’installation. La réglementation classe les déchets conventionnels en trois catégories :

les Déchets Industriels Dangereux (DID). Ces déchets présentent des risques pour la santé et l’environnement, qui impliquent des précautions pour leur élimination,

les Déchets Industriels Banals (DIB). Ils ne présentent pas de caractère toxique, les Déchets Inertes (DI). Il s’agit de déchets naturellement stables du point de vue physique, chimique

et biologique, qui ne présentent pas de risque pour l’homme et l’environnement. Le mode principal de conditionnement et d’évacuation des déchets conventionnels issus du démantèlement s’effectue par bennes pour les déchets solides orientées en décharge ou recyclage, on en bonbonnes pour les déchets liquides. L’ensemble des déchets conventionnels est pris en charge par des entreprises spécialisées.

3.5.2.3. Les déchets nucléaires

Les déchets nucléaires (déchets solides radioactifs et effluents liquides radioactifs) regroupent l’ensemble des déchets issus des zones contaminantes (au sens du zonage déchets) des installations. Afin de permettre une mise en place des modes de gestion adaptés aux différents déchets nucléaires, ceux-ci sont classés en fonction de deux critères : leur niveau de radioactivité (également appelé « activité ») et la « demi-vie » des radionucléides qu’ils contiennent, qui est la durée au bout de laquelle l’activité initiale d’un radionucléide est divisée par deux. La gestion des déchets nucléaires est effectuée conformément à la loi n°2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs et aux prescriptions du Plan National de Gestion des Matières et Déchets Radioactifs (PNGMDR). Les principales filières de traitement et de gestion des différents types de déchets du Cadarache sont présentées dans l’étude déchets du Centre. A noter que, en attente de l’ouverture par l’ANDRA de centres de stockages adaptés, les déchets relevant des filières FA-VL et MA-VL seront entreposés dans l’installation CEDRA, située sur le centre de Cadarache.

4. DEROULEMENT DU DEMANTELEMENT

Le démantèlement de l’INB 171 est envisagé en quatre étapes principales, à savoir : évacuation des matières radioactives et assainissement des circuits, démantèlement électromécanique des bâtiments nucléaires, suivis de ceux non nucléaires, réhabilitation du site, déclassement de l’installation.



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4.1. DEFINITION DES ETAPES DU DEMANTELEMENT

4.1.1. Organisation générale

Par délégation de l’Administrateur Général du CEA, le Directeur du Centre de Cadarache est l’exploitant nucléaire sur le Centre de Cadarache et, à ce titre, l’interlocuteur de l’Autorité de Sûreté Nucléaire. La Direction d’objectif DADN « Direction de l’Assainissement et du Démantèlement Nucléaire » de la Direction de l’Energie Nucléaire (DEN) du CEA a en charge, en tant que maître d’ouvrage, les opérations d’assainissement et de démantèlement des installations du CEA. Pour les sites civils du CEA, la conduite de ces opérations est déléguée au DPAD, qui en assure le pilotage opérationnel et qui permet d’avoir une vision globale des opérations de démantèlement et de cumuler un REX important. La conduite des opérations de démantèlement, au sens du management des projets, est donc assurée par un Chef de Projet appartenant au DPAD. La maîtrise d’œuvre est conduite par une ou des entreprises spécialisées, sous contrôle du CEA qui assure la maîtrise de la sûreté des opérations au titre d’exploitant nucléaire. Ces entreprises devront obligatoirement avoir obtenu l’acceptation de la Commission d’Acceptation des Entreprises dans le domaine de l’Assainissement Radioactif (CAEAR). Les opérations de démantèlement seront menées par ces prestataires suivant leur propre organisation définie par un Plan Qualité validé par le CEA. Les modalités de surveillance des prestataires seront définies dans les Règles Générales de Surveillance et d’Entretien (RGSE). Le Chef de Projet définit également un plan de surveillance des fournisseurs en concertation avec le service commercial. En fin d’affaire, et notamment en cas de difficultés, un retour d’expérience est communiqué à la CAEAR qui peut ainsi auditer le prestataire. Le CEA désigne un correspondant des prestataires qui assurera la surveillance et le bon déroulement de l’ensemble des chantiers dans le respect des contrats et des documents émis par les prestataires et validés par le CEA. Le Chef d’Installation (CI) dispose des moyens humains au travers de l’organisation Direction, Département et Service pour assurer ses responsabilités en matière de sécurité des biens et des personnes. Il s’appuie notamment sur une organisation sûreté et sécurité lui permettant de gérer la coactivité et de s’assurer du bon déroulement de l’ensemble des chantiers. Les opérations de démantèlement s’effectueront :

sous le contrôle du CI qui est assisté d’un suppléant, d’un ingénieur sûreté et d’un ingénieur sécurité du SGTD/LIAR, sous la surveillance du Service de Protection contre les Rayonnements (SPR) du Centre de Cadarache, pour les aspects sécurité et sûreté et sur la base d’une organisation regroupant les compétences nécessaires pour la maîtrise des risques liés à ces opérations,

sous le pilotage opérationnel d’un Chef de Projet et de responsables de lots, dans le respect de la réglementation en vigueur et conformément au référentiel de sûreté de

l’installation, avec la mise en place, dans les entreprises, de correspondants de l’ingénieur de Sûreté, de l’ingénieur de Sécurité de l’installation et de la Personne Compétente en Radioprotection (PCR) pour suivre, sur chaque chantier le respect de la mis en œuvre des consignes, en appliquant la démarche ALARA pour définir les conditions d’intervention des operateurs et les moyens de prévention associés.

4.1.2. OPérations de Mise à l’Arrêt Définitif de l’INB 171 (OPMAD)

Les opérations de préparation de mise à l’arrêt définitif de l’INB 171 son présentées dans les paragraphes ci-après. La réalisation des premières opérations ayant trait à l’arrêt définitif peut être anticipée par rapport à la date de mise à l’arrêt définitif. Cette phase de préparation à la mise à l’arrêt définitif correspondant à la dernière étape réalisée dans le cadre du décret de création d’une installation nucléaire. Elle se déroule sous couvert du décret d’autorisation de création de l’installation et du référentiel de sûreté associé. Les fonctions de sûreté requises pour la phase d’exploitation continuent à être assurées.



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Il est du ressort de l’exploitant de justifier, par une analyse de sûreté, que les travaux prévus restent dans le domaine de fonctionnement de l’installation et dans le cadre institué par son décret d’autorisation de création. Le guide ASN n°6 limite les opérations de préparation pouvant être effectuées à :

des opérations visant à procéder à la mise en ordre de l’installation, la préparation des opérations de démantèlement : aménagement de locaux, préparation de chantiers,

formation des équipes, installation d’équipements qui seront nécessaire au démantèlement, réalisation de cartographies radiologies, collecte d’éléments pertinents (historique de l’exploitation) en vue du démantèlement, etc.

L’objectif des OPMAD réalisées sur l’INB 171 sera de réduire au plus tôt le niveau de risque global induit par l‘installation par la réduction de l’inventaire radiologique présent dans l’installation, et plus généralement du terme source mobilisable en situation d’accident. Dans ce contexte, l’INB 171 procédera au plus tôt, dans le cadre du référentiel d’exploitation, aux opérations d’évacuation des matières radioactives, et d’assainissement radioactif qui, par ailleurs, permettront de tirer bénéfice de l’expérience des équipes d’exploitation encore présentes dans l’installation. A la fin des OPMAD, des opérations de consolidation des données d’entrée (physiques et radiologiques) en vue de démarrer les opérations sous décret seront réalisées :

confirmation de l’atteinte de l’état physique projeté à l’obtention du décret et si nécessaire mise à jour de l’inventaire physique,

état radiologique (cartographie, prélèvement, contamination) avant le démarrage des opérations de démantèlement sous décret des équipements et infrastructures restant.

4.1.3. Evacuation des matières radioactives et assainissement des Unités

Les principales substances (matières radioactives, fluides, déchets) à évacuer correspondent à la vidange, au rinçage et à la décontamination des différents équipements de l’installation. Ces équipements sont regroupés par Unités dans le tableau suivant.

UNITE EQUIPEMENTS

DEP-01 - cuve de 20 m3 de dépotage des effluents liquides βγ et de rempotage des concentrats - BAG de dépotage - circuits principaux associés

ELIA-02

- 4 cuves de 80 m3 d’entreposage des effluents liquides - cuve de 10 m3 d’effluents actifs - 2 cuves de 3 m3 d’effluents industriels - cuve tampon de 1m3 d’effluents laboratoire - cuve de 7 m3 d’entreposage des effluents de passivation de l’évaporateur - circuits principaux associés

EVA-03

- cuve d’assemblage de 80 m3 - évaporateur - 2 cuves de 20 m3 d’entreposage des concentrats - 2 cuves de 50 m3 de réception des distillats - circuits principaux associés

ELIP-04 - 3 bassins de 600 m3 - circuits principaux associés

MCEC-05 - liaisons vers les unités d’effluents actifs

MCER-07 - BAG et sorbonnes (déchets solides mis en fûts) - boîte de conditionnement (effluents)

Circuits - circuits de secours : trop pleins, lèchefrites, recyclage - circuits auxiliaires : tourne en rond, rinçage, passivation, décontamination, prises d’échantillons



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Les circuits font l’objet d’une campagne d’assainissement par rinçages et décontamination. Les rinçages peuvent être de différentes natures :

rinçage à l’eau de ville et décontamination :

o chaînes analytiques du Laboratoire (BAG), o siphons de sols des zones actives, o cuve de dépotage/rempotage (20 m3), o 2 cuves d’entreposage concentrats 20 m3, o 4 cuves d’entreposage ELIA, o autres cuves ELIA, o cuve d’assemblage EVA, o 2 cuves d’entreposage distillats 50 m3,

rinçage à l’eau déminéralisée : plateaux de colonne de l’évaporateur,

rinçage à l’acide nitrique : évaporateur.

Les effluents actifs issus des rinçages seront au maximum recyclés dans le procédé d’évaporation de l’installation. Ils sont réceptionnés dans la cuve des effluents actifs de l’unité ELIA. Lorsque la configuration minimale requise de l’installation pour traiter ces effluents (c’est-à-dire 1 des 4 cuves d’entreposage ELIA, la cuve d’assemblage, l’évaporateur, 1 des 2 cuves concentrats, 1 des 2 cuves distillats et la zone des bassins ELIP) ne sera plus assurée pour cause d’assainissement d’un de ces équipements, les effluents actifs générés ne seront plus recyclés mais envoyés dans l’unité DEP pour évacuation.

4.1.4. Démantèlement électromécanique des bâtiments

Le bâtiment « Procédé », générateur de déchets nucléaires, est démantelé en premier. Le paragraphe 4.3 présente une description des travaux envisagés dans le cadre du démantèlement de ce bâtiment. Le bâtiment « Vestiaires » conserve ses fonctions d’accès personnel dans le bâtiment « Procédé » durant les travaux de démantèlement, il est démantelé en deuxième. La zone des bassins distillats pourra être démantelée dans la continuité du démantèlement des bâtiments « Procédé » et « Vestiaires ». Les bâtiments non nucléaires sont démantelés après les bâtiments nucléaires :

d’abord le bâtiment « Utilités » qui abrite la plupart des systèmes de production et de distribution de fluides nécessaires aux travaux de démantèlement (électricité, eau, air, gaz...),

ensuite, le bâtiment « Personnel » qui permet la commande et la surveillance des unités maintenues en fonctionnement durant les travaux de démantèlement (salle de conduite). Il permet également d’abriter les équipes projet,

le démantèlement de ces deux bâtiments génèrera des déchets industriels classiques.

4.1.5. Réhabilitation du site

La méthodologie d’assainissement des sols de l’INB 171 s’appuie sur la méthodologie décrite dans le guide inter-exploitant, document en référence [11]. En phase d’OPMAD, un diagnostic initial des aires extérieures, basé sur l’historique de l’installation, son analyse fonctionnelle, une étude hydrogéologique du site et des investigations de surface et en profondeur sera initié. Ce diagnostic permettra d’établir la nature des polluants, l’étendue de la pollution et l’atteinte des milieux. Ce diagnostic sera complété par le diagnostique des sols sous les structures. L’objectif de réhabilitation est choisi au travers d’une démarche d’optimisation.



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Celle-ci consiste à comparer diverses stratégies au regard d’un certain nombre de critères (radiologiques, économiques,…) afin de mettre en évidence la solution la plus adaptée, eu égard à ces critères :

le retrait de la contamination est la mesure de gestion prioritaire, lorsque toute la contamination ne peut pas être retirée dans des conditions technico-économique

raisonnables, une démarche d’optimisation est mise en œuvre pour atteindre un état final conduisant à un impact résiduel compatible avec les usages.

4.1.6. Déclassement de l’installation

L’objectif de cette étape est la radiation administrative de la liste des INB. Pour ce faire, sont mises en principalement les taches administratives pour constituer les dossiers de déclassement du zonage déchets de l’installation et de déclassement de l’INB conformément à la réglementation en vigueur.

4.2. ECHEANCIER ENVISAGE, DUREE DES OPERATIONS

La durée de la phase d’évacuation des matières radioactives et d’assainissement des circuits est estimée à 2 ans. La durée des travaux de démantèlement électromécanique des bâtiments nucléaires est estimée à 4 ans. Cependant, la durée de l’ensemble des opérations de démantèlement de l’INB 171 dépendra de la conjoncture et des facteurs économiques et sociopolitiques du moment. La durée des opérations se basera, entre autres, sur le REX du démantèlement d’autres installations similaires et sera évaluée sur la base d’un scénario de démantèlement consolidé.

4.3. DESCRIPTION DES TRAVAUX QU’IL EST PREVU D’EFFECTUER ET DES EQUIPEMENTS QUI SERONT NECESSAIRES AU DEMANTELEMENT

Le hall camion est démantelé en premier (dépose des équipements de l’unité DEP : manche…) dans le but d’optimiser l’espace disponible pour :

des aires d’entreposage des emballages déchets (vides et en attente d’évacuation),

des aires d’entreposage du matériel d’intervention,

l’accès camion pour le chargement/déchargement…

Les locaux en ZNC générant des déchets conventionnels (hors bâtiment « Vestiaires ») sont démantelés ensuite pour éviter leur contamination incidentelle et libérer un maximum d’espace dans l’installation. Seuls le monte-charge et les moyens de manutention en ZNC sont conservés. Vient ensuite le démantèlement des locaux en ZC. Ces locaux sont supposés générer des déchets nucléaires de types FMA. Le démantèlement des locaux en ZC se fait dans l’ordre suivant :

le local évaporateur: le démantèlement de ce local permettra de dégager un couloir vertical, et moyennant l’installation d’un moyen de manutention type monorail et la création d’une ouverture, les emballages de grandes dimensions pourront transiter entre le hall camion et les niveaux inférieurs (via la galerie active et local BAG PE),

les locaux cuves d’entreposage des effluents : leur démantèlement nécessitera la création de 2 ouvertures et l’implantation de moyens de manutention (type table à rouleaux motorisée et potence),

les locaux cuves d’entreposage des concentrats, cuves d’entreposage des distillats et cuve de dépotage/rempotage : leur démantèlement nécessitera l’élargissement d’un passage, la création d’une ouverture et d’une trémie et la mise en place de moyens de manutention (type table à rouleaux motorisée et potences),

les locaux pompes : les déchets, mis sous confinement, transitent par chariots roulants vers le sas du hall camion où ils sont repris et conditionnés en caissons de 5 m3,



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les locaux générateurs de déchets TFA : les déchets, mis sous confinement, transitent par chariots roulants jusque dans le sas du hall camion,

les gaines de ventilation bâtiment et l’ensemble des locaux ventilation/filtration au niveau +4,10 m sont démantelés.

Compte tenu de l’état radiologique et du zonage déchets considérés à la fin des travaux de démantèlement électromécanique, il n’est pas prévu que les bâtiments nucléaires fassent l’objet d’un assainissement du génie civil. Il ne subsiste alors dans l'installation que des Zones Sans Radioactivité Ajoutée (ZSRA). Les locaux du bâtiment « Vestiaires » classés en ZNC n’ayant plus d’utilité sont finalement démantelés. Le déclassement de l'installation est prononcé par l'Autorité de Sûreté Nucléaire sur présentation et instruction du dossier final de démantèlement et du dossier de zonage déchets de l'installation. A l'issue du déclassement pour atteindre le niveau 3 de démantèlement, les structures seront susceptibles d’être démolies par des moyens classiques. Les déchets générés sont des déchets industriels conventionnels.

4.4. IDENTIFICATION DES OBJECTIFS DE SURETE ET DE RADIOPROTECTION

4.4.1. Objectifs de sûreté

La démarche de maîtrise des risques pour les opérations de mise à l’arrêt définitif et démantèlement est similaire à celle qui était retenue en phase d’exploitation. La sûreté nucléaire est l’ensemble des dispositions techniques et des mesures d’organisation prises pour assurer le fonctionnement normal d’une installation nucléaire, pour prévenir les accidents ou en limiter les effets, aux stades de la conception, de la construction, de la mise en service, de l’utilisation, de la mise à l’arrêt définitif et du démantèlement d’une installation nucléaire ou d’un dispositif de transport de matières radioactives. La nature des risques, analysés et pris en compte pour l’état initial et au cours des opérations de démantèlement des installations, découle des risques déjà pris en compte durant leur exploitation. Le niveau de ces risques est différent et évolue au fur et à mesure du démantèlement. Ces risques sont les risques nucléaires (risque de dissémination de matières radioactives, risque d’exposition externe,…) et les risques non nucléaires d’origine interne ou externe (risque lié à la manutention, risque d’incendie, risque lié à l’usage de produits chimiques, risques électrique,..). La démarche de sûreté est basée sur des méthodes déterministe ou probabiliste traitant de chaque risque interne ou externe identifié et en appliquant les principes fondamentaux de la sûreté nucléaire : défense en profondeur, définition des Eléments Important pour la Protection (EIP) et exigences associées, principes de radioprotection (dont le principe d’optimisation radiologique ALARA). L’analyse des risques est conduite en plusieurs étapes :

identification des risques et de leurs conséquences potentielles, analyse des défaillances afin de caractériser :

o les moyens de prévention, o les moyens de surveillance, de détection et d’action, o les moyens de limitation des conséquences.

La spécificité des risques liés à la sécurité classique, engendrés par les opérations de démantèlement, est également prise en compte, qu’ils puissent induire ou non des conséquences du point de vue de la radioprotection des travailleurs ou sur l’environnement : risque de chute de charge, risque lié au travail en hauteur, risque électrique,…



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Les principes méthodologiques retenues, qui vont prévaloir pour la définition des phases de démantèlent de l’installation et pour la justification de la maîtrise des risques qui seront présentés dans le Rapport de Sûreté portant sur les opérations de MAD/DEM sont les suivants :

maintien ou reconstitution du confinement dynamique et statique vis à vis de la dissémination de matières radioactives (installation de confinements rigides et utilisation de sas, adaptation du réseau de ventilation, contrôles des personnes et des matériaux en sortie de zone contaminante,…),

maîtrise des opérations de manutention de charges lourdes par optimisation du cheminement des déchets dans l’installation,

limitation des doses reçues par les intervenants à un niveau aussi bas que raisonnablement possible pour la radioprotection (démarche ALARA, incluant dosimétrie prévisionnelle, optimisation dosimétrique, utilisation d’écrans et de protections biologiques, opérations à distances pour les travaux très irradiants,…)

application de la réglementation en ce qui concerne la sécurité du travail (vis-à-vis des risques éclectiques, incendie, manutention, utilisation de produits chimiques, travail en hauteur,..)

utilisation des enseignements tirés du retour d’expérience d’opérations similaires, intervention de personnels qualifiés, avec port d’EPI adaptés à la réalisation du chantier, balisage et repérage des secteurs de travaux et des équipements, réalisation d’études « Facteur Organisationnel et Humain » (FOH) pour les opérations sensibles à

risques importants, qu’ils soient nucléaires ou classique.

4.4.2. Objectifs de radioprotection

La radioprotection constitue la protection contre les rayonnements ionisants, c'est-à-dire l’ensemble des règles, procédures et moyens de prévention et de surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisant produits sur les personnes, directement ou indirectement, y compris par les atteintes portées à l’environnement. La radioprotection des travailleurs impose notamment aux exploitants d’installations nucléaires de s’assurer à tout moment que, en dessous des limites réglementaires en vigueur, toutes les expositions individuelles sont maintenues au niveau le plus bas qu’il est raisonnablement possible d’atteindre, compte tenu des techniques et des facteurs économiques et sociaux. L’objectif de la radioprotection est de réduire l’exposition globale du personnel intervenant tout au long du démantèlement. Cet objectif se décline selon les deux axes suivants :

limiter l’exposition externe à un niveau aussi faible que raisonnablement possible et, en tout état de cause à des valeurs inférieures aux limites fixées par la réglementation qui ne sauraient constituer un objectif en soi, et dans le respect des objectifs dosimétrique fixés par le Centre de Cadarache,

éviter toute contamination interne des travailleurs. Cet objectif est mis en œuvre, selon la démarche ALARA, à la conception des opérations, en définissant l’organisation du travail et les moyens adaptés pour limiter la dose pouvant être prise par les intervenants et, en phase de réalisation, pour réduire encore, autant que possible, la dose prise par les intervenants et bien entendu éviter toute contamination interne des travailleurs

4.4.3. Objectif liés à l’environnement

Une des caractéristiques du démantèlement d’installations nucléaires est la mise aux déchets des équipements et matériaux produits par les travaux de démantèlement et d’assainissement. Un des enjeux majeurs associés est la maîtrise des quantités et de la gestion de ces déchets, depuis leur production primaire jusqu’aux filières d’élimination. Les principes généraux de gestion des déchets de l’installation, appliqués en exploitation, sont reconduits pour le démantèlement. Les objectifs à la base de cette gestion sont :

la minimisation des volumes de déchets radioactifs produits, le tri des déchets en fonction de filières de gestion définies, pour éviter notamment leur

surclassement,



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la densification et l’optimisation du remplissage des conteneurs de déchets, afin de réduire le nombre de colis finaux,

le respect des spécifications de conditionnement, afin de maîtriser les risques liés à la dangerosité de déchets.

La minimisation des rejets d’effluents gazeux et liquides et la réduction des besoins en ressources (eau, gaz, électricité,…) constituent également un des axes majeurs de la politique environnementale du CEA et de la démarche de développement durable et de progrès continu. Une étude d’impact sera faite et fera l’objet de la pièce n°7 du dossier de demande d’autorisation des opérations de démantèlement. Cette étude présentera l’impact des opérations de démantèlement sur l’environnement et la santé public.

4.5. PRISE EN COMPTE DES DECHETS, DES REJETS ET DES RISQUES CLASSIQUES

4.5.1. Inventaire déchets et filières associées

Un inventaire déchets sera réalisé dans le cadre des études de scénario de démantèlement nécessaire à l’établissement du dossier MAD/DEM, celui-ci permettra l’établissement de l’étude déchet évoqué au paragraphe 3.5. Cet inventaire avant démantèlement permet de définir le volume et la masse approximative qui seront générés lors du démantèlement pour chaque catégorie de déchets et d’identifier la filière associée.

4.5.1.1. Les déchets nucléaires

La conclusion des paragraphes précédents permet de retenir deux classes de déchets (FMA et TFA) qui sont considérées pour les déchets issus du démantèlement électromécanique de l’installation AGATE.

4.5.1.2. Les déchets conventionnels

Les déchets conventionnels, classés selon leur toxicité vis-à-vis de l’environnement et leur état physique, seront constitués par des DIB, DID et DI.

4.5.1.3. Modalités de gestion des déchets

Les déchets générés par le démantèlement de l’installation AGATE sont expédiés vers des filières support présentes sur le site de Cadarache, destinées à leur donner un exutoire final adapté. Le choix des emballages dépend :

du type de déchet et de son activité,

de la taille et du poids du déchet,

des caractéristiques physico-chimiques du déchet,

des types d'emballage retenus par le site de stockage définitif ou d'entreposage.

Les emballages retenus pour conditionner les déchets nucléaires issus du démantèlement de l'installation AGATE sont :

le caisson ANDRA 5 m3 pour le conditionnement de l’ensemble des déchets FMA générés par les opérations de démantèlement,

le big-bag 1 m3 (puis mise en conteneur open-top), pour le conditionnement des déchets TFA,

le fût ANDRA 200L pour le conditionnement des déchets technologiques (gants, tenues vinyle, petits outillages, consommables…) induits par les opérations de démantèlement.

L’emballage retenu pour conditionner les déchets conventionnels issus du démantèlement de l'installation AGATE est la benne ferraille 7 m3.



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Les déchets seront collectés en différents points de conditionnement intermédiaires situés à proximité des opérations de démantèlement. Le point de conditionnement principal se situe au niveau du hall camion. Les déchets générés transitent par chariots roulants jusque vers le hall camion, via les couloirs et le monte-charge. Un sas est monté au Sud-Ouest du hall camion pour réceptionner les emballages en vue d’un contrôle final avant expédition.

4.5.1.4. Estimatif des quantités de déchets produits

Les quantités estimées de déchets produites pendant la phase de démantèlement électromécanique des bâtiments nucléaires sont les suivantes :

déchets TFA : de l’ordre d’une trentaine de tonnes (conditionnement en big-bags de 1m3),

déchets métalliques () : de l’ordre de 200 tonnes (conditionnement en caissons de 5 m3),

déchets induits compactables secs () : de l’ordre de 850 fûts de 200 L,

déchets conventionnels : de l’ordre de cinquante tonnes (conditionnement en bennes à ferrailles de 7m3).

4.5.1.5. Filières d’évacuation

Les déchets issus des ZNC sont traités et évacués dans la filière des déchets conventionnels. Les déchets issus de ZC sont des déchets FMA-VC sauf pour les salles S0019, S33, S15, S11, S25, S27, S120, S121, S122, S123, S125, S126, S111 et S110, locaux pour lesquels ils sont TFA. Les déchets issus du démontage des équipements présents dans les locaux en ZNC (unité MCEC, locaux agitateurs, locaux électriques, couloirs, …) sont conventionnels. Des filières identifiées pour l’ensemble des déchets qui sera produit lors du démantèlement de l’installation : ANDRA pour les déchets solides, CENTRACO pour les déchets incinérables, MARCOULE pour les effluents liquides. Il n’a pas été identifié, à ce jour, de déchets n’ayant pas de filière d’évacuation.

4.5.2. Rejets identifiés lors des opérations de démantèlement

Les rejets issus par des opérations de démantèlement sont d’une part les aérosols véhiculés par les systèmes de ventilation et d’autre part les effluents liquides. Ces aérosols sont produits par les travaux de découpe et d’assainissement. Ils sont maîtrisés par l’interposition de filtres Très Haute Efficacité (THE) entre les zones de travaux et la cheminée de l’INB 171, équipée de moyens de surveillance radiologique. Les effluents liquides sont collectés par les cuves existantes, jusqu’à leur dépose, traités et évacués selon les dispositions normales de l’INB. Une fois toutes les cuves déposées, dans l’éventualité d’existence d’effluents liquides, des dispositifs mobiles seront alors mis en œuvre.

4.5.3. Risques classiques

La prise en compte des risques classiques ou conventionnels concernant la sécurité des intervenants au cours des travaux est une priorité des projets de démantèlement. Cette priorité est prise en compte dès la définition des opérations, elle gouverne l’élaboration des scénarios. En phase de réalisation des travaux, toutes les interventions font l’objet d’analyses de risque afin de prévoir les parades permettant de protéger le personnel et les installations.



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Les risques principaux à prendre en compte sont soit d’origine interne aux opérations, soit d’origine externe. Ils seront présentés dans l’étude de maîtrise des risques, pièce jointe au dossier de demande d’autorisation des opérations de démantèlement. La maîtrise des risques internes détermine notamment les dispositions liées :

à l’incendie, aux manutentions et chutes d’objets, aux risques mécaniques, notamment liés aux machines et outils, au risque de fragilisation des structures du Génie Civil (GC), aux risques liés aux chutes de hauteur, de plain-pied, à la circulation, aux risques chimiques, aux risques électriques, à l’effet des nuisances sonores, vibratoires,…

L’étude de maîtrise des risques démontre également la maîtrise des aspects transverses liés à la coactivité et au facteur humain.

4.6. JUSTIFICATION DES CHOIX TECHNIQUES DU POINT DE VUE DE LA SURETE NUCLEAIRE, DE LA RADIOPROTECTION, DE LA GESTION DES DECHETS, DES REJETS D’EFFLUENTS ET DES RISQUES CONVENTIONNELS

Ces éléments de justification seront apportés ultérieurement.

5. ETAT FINAL ENVISAGE

5.1. PRESENTATION ET JUSTIFICATION DE L’ETAT FINAL RETENU

L’objectif visé par le CEA est le déclassement des installations nucléaires de base à l’exploitation desquelles il a été décidé de mettre fin et dont la décision a été notifiée. Le déclassement complet des INB à l’arrêt permet :

leur réutilisation éventuelle sans contrainte ni surveillance pour l’usage futur défini, ou leur démolition en déchets conventionnels.

L’installation assainie ne comporte donc plus de zone à déchets nucléaires. Dans la conduite des opérations d’assainissement final, le CEA s’appuie sur la démarche définie par l’ASN, formalisée dans le projet de guide, n°14 « méthodologie d’assainissement complet acceptables dans les installations nucléaires de base en France », (document en référence [12]) :

définition d’un objectif de propreté après assainissement, et des critères de décision permettant de confirmer le caractère conventionnel des zones à déclasser,

étude d’impact, pour les objectifs de propreté visés et sur la base d’un ou plusieurs scénarios de réutilisation, permettant de vérifier que les limites de dose annuelle, fixées en fonction de l’avenir du site, ne sont pas atteintes,

réalisation des travaux permettant, sur la base des études, d’atteindre le niveau d’activité résiduelle visé,

vérification par mesures et prélèvements, que le niveau d’activité résiduelle est bien atteint. En matière d’état radiologique, l’objectif visé est le déclassement radiologique des locaux et bâtiments. Ces derniers passent à un état de bâtiment banalisés caractérisés par une modification du zonage radioprotection et une modification du zonage déchets de référence des bâtiments, avec passage des locaux en zone à déchets conventionnels, dans la mesure où la contamination est retirée et lorsqu’aucun point à risque ne subsiste.



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L’analyse des pratiques et de l’historique des incidents sur l’INB 171 donneront une première identification des traitements adaptés à chaque structure. Les traitements seront validés par l’ASN à la suite des programmes de mesures radiologiques plus poussées des structures et des terres. Les travaux d’assainissement et de démantèlement décrits précédemment ont pour objectif de libérer l’INB 171 de toute contrainte nucléaire, afin de permettre sa radiation de la liste des INB. A la fin des travaux :

tous les matériaux ou équipements ayant une radioactivité significative seront évacués, l’état radiologique de l’installation justifiera le déclassement des locaux en zone non réglementée, le zonage déchets des bâtiments comprendra uniquement des zones à déchets conventionnels.

Néanmoins, dans certains cas, le CEA ne peut pas procéder à l’assainissement et au démantèlement total d’installation, notamment en conservant des points chauds dans des structures porteuses ou difficilement accessibles sans démolition du bâtiment (du type canalisations d’évacuations d’effluents vidées mais laissées en place, ou galerie technique ou encore terres contaminées en sous-sol,…). Les modalités de déclassement correspondantes sont alors spécifiques et des servitudes sont définies pour les points singuliers dans le cadre de la réutilisation de l’installation et en prévision de la démolition ultérieure.

5.2. PREVISIONS D’UTILISATION ULTERIEURE DU SITE

A ce jour, il n’y a pas de projet défini de réutilisation des locaux de l’installation nucléaire de base 171. L’état final sera défini par la direction du Centre de Cadarache au moment opportun.

5.3. INCERTITUDES ASSOCIEES A LA DESCRIPTION DE L’ETAT FINAL


5.4. EVALUATION DE L’IMPACT DE L’INSTALLATION ET DU SITE APRES ATTEINTE DE L’ETAT FINAL VISE, MODALITE DE SURVEILLANCES ENVISAGEES


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