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Hervé NIFENECKER & Gérald OUZOUNIAN
les caractéristiques et performances de la barrière géologique du site Meuse/HauteMarne. Pour cela, aucune performance n’a été attribuée aux barrières ouvragées
prévues autour des colis, et dont les fonctions sont d’une part de retarder l’arrivée
de l’eau au contact des colis puis, d’autre part, de retenir et retarder la migration des
radionucléides éventuellement relâchés. Ce retard à la migration est assuré soit
par la mise en place de matériaux naturels remaniés, et fortement adsorbants, des
argiles de type bentonite, soit par la mise en place de béton assurant un environnement alcalin augmentant l’insolubilité de nombreux composés. Le terme source
utilisé comporte :
une fraction des radionucléides supposée labile, c’est-à-dire relâchée dès que
l’eau atteint le combustible ; elle concerne notamment 15% de l’inventaire en
Iode et 20% de ceux en niobium et en nickel ;
la solubilité des éléments est prise en compte dès l’étape de dissolution du
combustible ;
le calcul est réalisé pour 21 600 tCI. Ce chiffre tient compte de la pratique actuelle
de retraitement des combustibles irradiés et s’inscrit dans le cadre d’un calcul plus
complet incluant les contributions des verres de retraitement et des coques et
embouts. Il correspond à la fraction du combustible qui n’aura pas subi de retraitement.
10
–3
10
–4
10
–5
10
–6
10
–7
10
–8
10 –9
10
–10
10
–11
10
–12
10
3
limite RFS
cumul tous RN
Sm147
Se79
Tc99
Nb94
I129
dose (Sv/an)
10
4
10
5
10
6
10
7
10
8
Temps (an)
20.1 - Doses à l’exutoire en fonction du temps et pour différents radionucléides
La source est constituée de 21 600 t de combustibles irradiés non-retraités. Dans le
calcul, on suppose que le site de stockage est utilisé concurremment pour les verres,
les déchets B et le combustible MOx irradié.