Annexe 5 - Installations de gestion des déchets radioactifs

5.1 Méthodes de gestion des déchets radioactifs

La totalité des déchets radioactifs produits au Canada est placée en stockage sous surveillance en attendant l'établissement d'installations de gestion à long terme des déchets. Diverses structures de stockage sont actuellement utilisées dans les différentes installations de gestion des déchets :

• enfouissement souterrain;
• bâtiments de stockage des déchets faiblement radioactifs;
• bâtiments de stockage modulaire en surface;
• huttes Quonset;
• silos verticaux;
• conteneurs souterrains;
• caissons de béton.

5.1.1 Installation de gestion des déchets de Pickering - Stockage des composantes de tube

L'installation de gestion des déchets de Pickering comprend une zone de stockage à sec du combustible usé (voir l'annexe 4.5.10) et une zone de stockage des composantes de tube (ZSCT), où sont entreposés les déchets des composantes de cœur de réacteur produits par les activités de retubage à la centrale Pickering-A. La ZSCT est située dans la zone protégée du complexe nucléaire de Pickering. Elle est exploitée en mode stockage sous surveillance, ce qui signifie qu'elle ne peut pas accueillir de nouveaux déchets sans une approbation écrite préalable de l'organisme de réglementation.

La ZSCT utilise des modules de stockage à sec (MSS) pour le stockage des composantes de tube. Elle peut accueillir 38 MSS. Ces modules sont constitués de fûts cylindriques en béton lourd armé. La conception des MSS assure un blindage adéquat pour respecter les exigences de débit de dose à l'extérieur de l'installation et pour maintenir les débits de dose auxquels sont exposés les travailleurs au niveau ALARA. À l'heure actuelle, la ZSCT comprend 34 MSS chargés, deux MSS vides et de l'espace en vue de deux autres MSS.

La ZSCT est dotée d'une surface exigeant peu d'entretien et qui prévient l'accumulation de l'eau de pluie. Un système de drainage dirige les eaux de ruissellement en provenance de la zone de stockage vers le point de déversement de la zone de stockage de Pickering-B. Des bassins collecteurs permettent un échantillonnage périodique de l'eau.

Figure 5.1 - Installation de gestion des déchets de Pickering avec la ZSCT à gauche et la zone de stockage à sec du combustible usé à droite

5.1.2 Installation de gestion des déchets de l'Ouest - stockage des déchets faiblement et moyennement radioactifs

L'installation de gestion des déchets de l'Ouest (IGDO) d'OPG, qui en est à la fois le propriétaire et l'exploitant, est située sur le site du complexe nucléaire de Bruce, dans la municipalité de Kincardine, en Ontario. L'IGDO se compose de deux zones séparées :

• une zone de stockage des déchets faiblement et moyennement radioactifs;
• une zone de stockage à sec du combustible usé (voir l'annexe 4.5.4).

La zone de stockage des déchets faiblement et moyennement radioactifs permet la manutention, le traitement et le stockage sûrs des matières radioactives produites par les centrales nucléaires (Pickering-A et Pickering-B, Darlington, Bruce-A et Bruce-B) et d'autres installations actuellement ou antérieurement exploitées par OPG ou son prédécesseur Ontario Hydro. La zone de stockage des déchets faiblement et moyennement radioactifs comprend différentes structures comme le bâtiment de réduction du volume des déchets (BRVD), le bâtiment de maintenance des colis de transport, des bâtiments de stockage des déchets faiblement radioactifs, des quadricellules, des conteneurs souterrains, des tranchées et des silos verticaux.

Le BRVD sert à la réception, au compactage, au déchiquetage, à la mise en ballots et à l'incinération des déchets faiblement radioactifs avant leur stockage. Il se compose des zones principales suivantes :

• Zone de l'incinérateur des déchets radioactifs - Cette zone comprend l'incinérateur des déchets radioactifs, une déchiqueteuse, l'équipement connexe et un puisard de drainage des déchets radioactifs.
• Zone de compactage - Cette zone comprend un compacteur de boîtes et deux ateliers pour la réparation, l'entreposage et l'entretien de l'équipement, et le soudage.
• Zone de manutention, de stockage et de tri des matières - Cette zone permet le déplacement, le tri et le stockage temporaire des déchets reçus et traités. Elle comprend l'accès aux zones de l'incinérateur et du compactage.
• Poste de commande - Cette zone abrite le centre principal de contrôle des travaux. Les alarmes de tous les services et systèmes de stockage des déchets faiblement et moyennement radioactifs sont supervisées à partir de ce local.
• Zone de camionnage - Cette zone crée un milieu protégé contre les intempéries pour la réception et le déchargement des déchets.
• Zones de l'équipement de ventilation - Ces zones abritent les filtres et les ventilateurs d'admission d'air, les serpentins de chauffage, et les filtres et les ventilateurs d'évacuation d'air. Les moniteurs d'effluent radioactif en suspension dans l'air pour la ventilation des bâtiments et la sortie des incinérateurs de déchets radioactifs s'y trouvent également.
• Local électrique et salle d'entreposage - Ces salles servent à l'entreposage de l'équipement électrique, au stockage des matières autres que les déchets et à l'archivage.

OPG a élaboré des limites opérationnelles dérivées (LOD) pour les rejets d'effluents radioactifs en suspension dans l'air en provenance de l'incinérateur de déchets radioactifs et de la ventilation du bâtiment de réduction du volume des déchets, et pour les rejets dans les eaux de surface en provenance du système de drainage du site. Les effluents non radioactifs doivent être conformes aux limites provinciales de déversement des effluents dans l'air. Actuellement, les effluents radioactifs et non radioactifs sont tous inférieurs aux exigences réglementaires.

La manutention, le traitement et le stockage sûrs des déchets radioactifs à l'IGDO exigent une combinaison de caractéristiques de conception, de procédures, de politiques et de programmes de supervision, dont certains sont des considérations de conception génériques. Les programmes requis sont axés sur la radioprotection, la santé et la sécurité au travail, la protection de l'environnement et des programmes de surveillance des différentes zones aussi bien que de l'installation dans son ensemble.

La zone de stockage des déchets faiblement et moyennement radioactifs de l'IGDO reçoit de manière générale environ 600 m³ de déchets radioactifs par mois. La quantité réelle peut varier considérablement en fonction des activités de maintenance des différentes centrales nucléaires. Les déchets sont ensuite traités, dans la mesure du possible, et placés dans la structure de stockage appropriée.

Deux structures de stockage des déchets de réfection ont été construites dans la partie actuellement développée de la zone de stockage des déchets faiblement et moyennement radioactifs. Ces structures reçoivent les déchets provenant de la remise à neuf des réacteurs 1 et 2 de la centrale A de Bruce. L'un des bâtiments contient les déchets de retubage dans des boîtes en béton et acier spécialement construites, et l'autre abrite les générateurs de vapeur. Le calendrier des travaux pour la construction des structures de stockage des déchets de retubage futur sera établi en fonction des besoins et, par conséquent, des plans de remise à neuf élaborés pour les centrales nucléaires par le titulaire de permis.

En 2007, l'IGDO (zone de stockage à sec du combustible usé et zone de stockage des déchets faiblement et moyennement radioactifs combinées) a rejeté dans l'atmosphère 1,34 x 1013 Bq de tritium, 4,7 x 104 Bq d'activité bêta/gamma, 7,02 x 104 Bq d'iode 131 et 4,67 x 109 Bq de carbone 14. Ces rejets représentent un total de 0,04 % de la limite opérationnelle dérivée. Les rejets dans l'eau étaient de 8,08 x 1010 Bq de tritium et 3,13 x 107 Bq d'activité bêta globale, pour un total de 0,0009 % de la limite opérationnelle dérivée.

Figure 5.2 - Installation de gestion des déchets de l'Ouest

5.1.3 Site 1 de l'aire de stockage des déchets radioactifs

OPG est le propriétaire et l'exploitant du site 1 de l'aire de stockage des déchets radioactifs (ASDR-1) du complexe nucléaire de Bruce. L'installation sert au stockage des déchets faiblement et moyennement radioactifs produits à la centrale nucléaire de Douglas Point. Les déchets sont stockés dans des tranchées à parois en béton armé fermées par des couvercles en béton.

L'installation, qui est exploitée en mode stockage sous surveillance depuis le milieu des années 1970, n'accepte pas de nouveaux déchets. OPG surveille et entretient le site et les structures. Aucun nouveau déchet ne peut être ajouté sans l'approbation écrite préalable de l'organisme de réglementation.

5.1.4 Installation de gestion des déchets d'Hydro-Québec

L'installation de gestion des déchets d'Hydro-Québec se compose d'une zone de stockage à sec du combustible usé et d'une zone de gestion des déchets faiblement radioactifs. Cette dernière zone, qui permet le stockage sûr des substances radioactives produites à la centrale nucléaire de Gentilly-2, comprend plusieurs types d'enceintes en béton armé.

Les enceintes de type A servent au stockage des déchets hautement radioactifs, comme les filtres. Les enceintes de type B servent au stockage des déchets moyennement radioactifs, tandis que les enceintes de type C servent au stockage des déchets faiblement radioactifs.

La zone de gestion des déchets faiblement radioactifs reçoit environ 25 m³ de déchets radioactifs par an. Les échantillons d'eaux de ruissellement de la zone de gestion des déchets radioactifs recueillis et analysés en 2007 ont montré des concentrations de tritium variant entre 280 Bq/L et 1 500 Bq/L. Le débit de dose moyen pour 2007 à la clôture du périmètre de la ZGD a été de 0,07 µSv/h.

En 2007, la CCSN a approuvé la demande d'Hydro-Québec de construire des structures additionnelles de gestion des déchets. La nouvelle installation de gestion des déchets radioactifs solides (IGDRS) sera construite en quatre phases. Cette nouvelle installation fournira des enceintes en béton supplémentaires pour entreposer des déchets et filtres faiblement et moyennement radioactifs. Les travaux de la phase 1 ont commencé au printemps 2007 et les structures devaient être opérationnelles à l'été 2008. Le projet de remise à neuf du réacteur, s'il est mis en œuvre, exigera la réalisation des trois phases restantes de l'IGDRS.

Deux nouveaux types de structures en béton seront ajoutés à l'IGDRS si la remise à neuf du réacteur est autorisée, soit des silos de stockage des déchets de retubage hautement radioactifs et des enceintes de stockage des résines usées. L'IDGRS continue de faire l'objet d'un examen réglementaire. Ce projet a fait l'objet d'une décision favorable en vertu de la LCEE en décembre 2006.

Figure 5.3 -Installations de gestion des déchets radioactifs solides (IGDRS) de Gentilly-2

5.1.5 Installation de gestion des déchets de Point Lepreau

L'installation de gestion des déchets radioactifs solides (IGDRS) de Point Lepreau comprend une zone de phase 1 pour le stockage sûr des matières radioactives produites à la centrale nucléaire de Point Lepreau et une zone de phase II pour le stockage du combustible usé (décrite à l'annexe 4.5.10). La phase III a été achevée en 2007 pour le stockage des déchets de réfection du réacteur.

La zone de phase I contient les structures de stockage suivantes :

• Voûtes - Ces structures en béton servent à stocker la majeure partie des déchets faiblement radioactifs. Presque tous les déchets stockés dans les voûtes devraient se désintégrer jusqu'à un faible niveau de radioactivité d'ici la fin du cycle de vie de la structure. Quelque 2 035 m³ de déchets peuvent être stockés dans les quatre voûtes. Chaque voûte se compose de quatre compartiments de taille égale.
• Quadricellules - Les quadricellules sont conçues pour les déchets moyennement radioactifs, comme les résines échangeuses d'ions et les filtres des systèmes de réacteur, ainsi que les composantes de système radioactives. On compte actuellement environ 144 m³ d'espace de stockage en quadricellules pour un total de neuf quadricellules.
• Filtres - Les structures de stockage des filtres servent au stockage des filtres utilisés dans le système de purification du fluide caloporteur, le système de drainage des effluents radioactifs, le système d'étanchéité, le système de purification du modérateur, le bassin de combustible usé et les appareils de chargement du combustible. Ces structures sont contenues à l'intérieur de l'une des voûtes susmentionnées .

La zone de phase I a reçu environ 1,9 m³ de déchets radioactifs par mois en 2007.

Les échantillons d'eaux de ruissellement de la zone de phase I recueillis et analysés en 2007 ont montré des concentrations de tritium variant entre 41 et 2, 199 Bq/L. Le débit de dose moyen pour l'année, à la clôture du périmètre de la zone, a été de 907,5 µSv, ce qui se traduit par un débit de dose moyen de 0,10 µSv/h.

La zone de phase III contient les structures de stockage suivantes :

• Voûtes : Ces structures en béton servent à stocker les déchets faiblement radioactifs provenant de la remise à neuf du réacteur. Les deux structures ont une capacité d'environ 890 m³.
• Silos de déchets de retubage : Ces structures en béton servent à stocker les déchets moyennement radioactifs provenant de la remise à neuf du réacteur de la centrale Point Lepreau (principalement des éléments de réacteur). Les cinq structures ont une capacité d'environ 165 m³.

Le débit de dose moyen par an à la clôture du périmètre de la zone de phase III était de 892,8 µSv, ce qui se traduit par un débit de dose moyen de 0,10 µSv/h. À signaler qu'en 2007 cette installation ne contenait aucune matière radioactive et que ces valeurs représentent le débit de dose du fond naturel.

Figure 5.4 - Silos de déchets de retubage de Point Lepreau

5.1.6 Gestion des déchets radioactifs des réacteurs déclassés

Les réacteurs de Douglas Point, de Gentilly-1 et de NPD ont été fermés, partiellement déclassés et placés en mode de stockage sous surveillance. Étant donné que ces installations contiennent des matières radioactives, notamment des déchets radioactifs provenant des activités de déclassement, elles sont actuellement agréées à titre d'installations de gestion des déchets. La phase de stockage sous surveillance est censée durer actuellement 30 ans ou plus. Un facteur majeur déterminant la longueur de la phase est la disponibilité d'installations de gestion des déchets à long terme. (Pour plus de renseignements sur les activités de déclassement à chacun de ces sites, voir l'annexe 7.)

5.1.6.1 Installation de gestion des déchets de Douglas Point

L'installation de gestion des déchets de Douglas Point (IGDDP) d'EACL est située sur le site du complexe nucléaire de Bruce, dans la municipalité de Kincardine, en Ontario. Le prototype de réacteur de puissance CANDU a été mis à l'arrêt permanent en 1984 après 17 années d'exploitation. Le déclassement a commencé en 1986 et les grappes de combustible usé ont été transportées dans des silos en béton à la fin de 1987.

Les déchets stockés se composent de produits de corrosion radioactifs et de produits de fission. Ils sont stockés dans le bâtiment du réacteur et le bâtiment de service. Les déchets proviennent des sources suivantes :

• radioactivité induite dans les composantes du réacteur et écran biologique;
• produits de corrosion radioactifs et produits de fission déposés sur les surfaces des systèmes caloporteur et modérateur;
• résines échangeuses d'ions, en provenance des systèmes caloporteur et modérateur, stockées dans des réservoirs souterrains;
• sol contaminé stocké dans le bâtiment de service;
• fûts d'acier contaminé provenant des plateaux de stockage du combustible;
• déchets moyennement radioactifs stockés dans le tunnel de transfert du combustible allant du bâtiment du réacteur à la piscine de réception.

En 2007, l'IGDDP a rejeté 1,10 x 1011 Bq de tritium en provenance du système de ventilation à filtres HEPA du bâtiment du réacteur pour 1 036 heures de fonctionnement. Les rejets totaux de tritium liquide en provenance de l'installation ont été de 4,83 x 1010 Bq et l'activité bêta/gamma totale a été de 1,3343 x 108 Bq.

Figure 5.5 - Installation de Douglas Point, NPD et Gentilly-1

5.1.6.2 Installation de gestion des déchets de Gentilly-1

L'installation de gestion des déchets de Gentilly-1 (IGDG1) d'EACL est située sur le site de la centrale nucléaire de Gentilly-2 d'Hydro-Québec. La centrale Gentilly-1, qui abrite un réacteur CANDU-BLW-250 (eau légère bouillante), est entrée en service en mai 1972 et a atteint sa pleine puissance pendant deux courtes périodes au cours de la même année. Elle a été exploitée de façon intermittente pendant un total de 183 jours de pleine puissance effective jusqu'en 1978, alors qu'il a été déterminé que certaines modifications et des réparations considérables étaient nécessaires. La centrale a en conséquence été fermée temporairement de 1980 à 1984. En 1984, un programme de déclassement a été entrepris dans le but de mettre la centrale Gentilly-1 à un état de fermeture durable et sûr permettant le stockage sous surveillance.

L'IGDG1 comprend des zones spécifiées des bâtiments de la turbine et de service, l'ensemble du bâtiment du réacteur, la zone de stockage des résines et la salle des silos de stockage du combustible usé.

Les déchets stockés se composent de produits de corrosion radioactifs et de produits de fission. Les différents types de déchets proviennent des sources suivantes :

• radioactivité induite dans les composantes du réacteur et écran biologique;
• produits de corrosion radioactifs et produits de fission déposés sur les surfaces des systèmes caloporteur et modérateur;
• sol contaminé;
• résines échangeuses d'ions en provenance des systèmes caloporteur et modérateur;
• conteneurs d'équipement et de matières sèches faiblement radioactives résultant de l'exploitation et des activités de déclassement antérieures.

Il n'y a aucun rejet dans l'air provenant de l'IGDG1. En 2007, une activité bêta/gamma de 7,432 x 104 Bq en provenance du bassin collecteur de l'installation a été enregistrée pour le système de déversement des effluents liquides radioactifs de la centrale nucléaire d'Hydro-Québec.

5.1.6.3 Installation de gestion des déchets NPD (Nuclear Power Demonstration)

L'installation de gestion des déchets NPD (IGDNPD) d'EACL abrite la centrale nucléaire NPD déclassée. Elle est située à Rolphton, en Ontario. La centrale a été en service de 1962 à 1987, année de son déclassement à l'état d'installation de stockage temporaire « statique » par Ontario Hydro (maintenant OPG), avec l'aide d'EACL. Une fois l'« état statique » réalisé, Ontario Hydro a confié le contrôle de l'IGDNPD à EACL en septembre 1988. Depuis lors, différentes installations auxiliaires non nucléaires comme l'aile de l'administration, le centre de formation, le bâtiment des pompes et deux grands entrepôts ont été démolis, et les débris ont été évacués du site en vue de leur réutilisation, de leur recyclage ou de leur élimination. Les grappes de combustible ont été transférées à la zone de gestion des déchets du complexe des LCR.

L'IGDNPD se compose d'une zone nucléaire et d'une zone non nucléaire. Les déchets stockés sont des déchets radioactifs induits, des produits de corrosion radioactifs et certains produits de fission. La radioactivité résiduelle présente à la centrale NPD, après le retrait du combustible irradié et de l'eau lourde, provient des sources suivantes :

• radioactivité induite dans les composantes du réacteur et écran biologique (c.-à-d. les parois en béton entourant le réacteur);
• produits de corrosion radioactifs dans les systèmes caloporteur et modérateur;
• faibles quantités de radioactivité dans les systèmes et composantes auxiliaires et dans les matières stockées dans la zone nucléaire de l'installation. En 2007, les rejets dans l'atmosphère ont été de 6,91E + 10 Bq pour le tritium et de 2,60E + 04 Bq pour l'activité bêta globale, tandis que les rejets d'effluents liquides ont été de 1,27E + 11 Bq pour le tritium et 2,73E + 06 Bq pour l'activité bêta globale.

5.1.7 Installations de recherche et d'essais nucléaires d'EACL

EACL possède actuellement deux installations de recherche au Canada. Une de ces installations est située aux Laboratoires de Chalk River (LCR), en Ontario, et est opérationnelle, et l'autre est située aux Laboratoires de Whiteshell, au Manitoba, et est en cours de déclassement (l'annexe 7 contient plus de renseignements sur les activités de déclassement). Les déchets radioactifs produits à ces deux complexes sont stockés dans des installations de gestion des déchets sur place.

5.1.7.1 Laboratoires de Chalk River

Le complexe des LCR est situé dans le comté de Renfrew, en Ontario, sur les rives de la rivière des Outaouais, à 160 km au nord-ouest d'Ottawa. Le site, d'une superficie totale d'environ 4 000 hectares, est situé dans les limites de la ville de Deep River. La rivière des Outaouais, qui coule du nord-ouest au sud-est, borde le site au nord-est; la base militaire de Petawawa jouxte le complexe au sud-est, et le village de Chalk River, qui fait partie de la municipalité de Laurentian Hills, est situé immédiatement au sud-ouest du site.

Le complexe des LCR a été établi au milieu des années 1940, et a abrité diverses activités et installations nucléaires principalement liées à la recherche. La majeure partie des installations nucléaires et des bâtiments auxiliaires connexes construits sur le site sont situés à l'intérieur d'une aire industrielle relativement limitée adjacente à la rivière des Outaouais, près de l'extrémité sud-est de la propriété. La propriété comprend différentes zones de gestion des déchets radioactifs et non radioactifs le long d'un corridor allant du sud-ouest au nord-est. Les zones de gestion des déchets du complexe des LCR gèrent non seulement les déchets produits par les activités du complexe, mais offrent également un service de gestion des déchets, moyennant paiement, aux établissements qui ne gèrent pas leurs propres déchets, comme les universités, les hôpitaux et les utilisateurs industriels.

Les zones de gestion des déchets du complexe des LCR gèrent huit types de déchets :

• les déchets d'exploitation des réacteurs nucléaires des LCR, qui comprennent du combustible et des composantes de réacteur, des matériaux de nettoyage des fluides de réacteur (p. ex. des résines et des filtres), des rebuts et d'autres matières contaminées par la radioactivité par suite d'opérations courantes;
• les déchets des installations de fabrication du combustible des LCR, qui comprennent du dioxyde de zirconium et des creusets en graphite utilisés pour couler les billettes, des filtres, et d'autres rebuts comme des gants, des combinaisons et des tampons;
• les déchets de production des isotopes des LCR, qui comprennent des déchets radioactifs divers contaminés principalement par du cobalt 60 et du molybdène 99;
• les déchets d'utilisation d'isotopes des LCR, qui comprennent des déchets radioactifs divers et contaminés principalement par du cobalt 60 et du molybdène 99;
• les déchets des opérations en cellule chaude des LCR, qui comprennent des matériaux de nettoyage, des filtres à air contaminés, de l'équipement contaminé et des échantillons irradiés;
• les déchets de décontamination et de déclassement des LCR, qui comprennent divers déchets contaminés et dotés de propriétés physiques, chimiques et radiologiques très variables;
• les déchets de restauration des LCR, qui comprennent les déchets solidifiés associés au traitement du sol et des eaux souterraines contaminés;
• divers déchets des LCR et de l'extérieur, qui comprennent les déchets radioactifs qui ne sont pas inclus dans les catégories de déchet décrites ci-dessus. Par exemple, le sol contaminé serait classé parmi les déchets divers.

Les déchets liquides, comme les scintillateurs liquides, les huiles de graissage contaminées par des matières radiologiques, les déchets contaminés par des biphényles polychlorés (BPC) et les déchets de production d'isotopes sont également stockés dans les zones de gestion des déchets des LCR. Environ 15 à 20 m³ de ce type de déchets arrivent dans les ZGD chaque année - y compris les déchets provenant de générateurs de déchets hors site - et sont évacués par des services d'évacuation commerciaux.

En outre, un centre de traitement des déchets traite les déchets aqueux radioactifs générés au complexe des LCR. Après avoir été traités dans un évaporateur de déchets liquides, les effluents sont évacués dans l'égout de traitement, qui se déverse en bout de ligne dans la rivière des Outaouais.

5.1.7.1.1 Zone de gestion de déchets A

C'est en 1946 qu'a commencé le stockage des déchets radioactifs sur le site du complexe des LCR, dans une zone maintenant appelée zone de gestion des déchets A (ZGD A). Ces enfouissements ont pris la forme d'évacuations directes de solides et de liquides dans des tranchées de sable. Il s'agissait d'opérations modestes qui n'ont pas été consignées avant 1952, année où le nettoyage de l'accident du NRX a généré de grandes quantités de déchets radioactifs (incluant la calandre du réacteur) qui devaient être gérées rapidement et de façon sécuritaire. Environ 4 500 m³ de déchets aqueux contenant 330 TBq (9 000 Ci) de produits de fission mixtes ont été déversés dans les tranchées. Des dispersions plus petites ont suivi (6,3 TBq et 34 TBq de produits de fission mixtes) en 1954 et 1955, respectivement. Des liquides embouteillés ont été placés dans le réservoir d'évacuation des liquides radioactifs. D'après les observations consignées, on suppose que les bouteilles ont été brisées intentionnellement au moment du stockage. On estime que le réservoir a reçu environ 3,7 x 1013 Bq de strontium 90 et près de 100 g de plutonium. La ZGD A n'accepte plus aujourd'hui de déchets.

La ZGD A est située sur le flanc ouest d'une crête de sable. Trois couches de sables aquifères ont été identifiées dans son voisinage : une couche de sable inférieure, une couche de sable médiane et une couche de sable supérieure. L'écoulement des eaux souterraines s'effectue initialement vers le sud puis, à mesure que les sables aquifères épaississent, vers le sud-sud-est. On croit que les déchets sont au-dessus de la nappe phréatique dans la ZGD A, mais l'infiltration a transporté des contaminants dans les eaux souterraines, créant un panache contaminé qui couvre une superficie de 38 000 m2. Les données de surveillance des eaux souterraines recueillies à ce jour montrent l'activité bêta totale, l'activité alpha globale et la présence de strontium 90 dans certains des puits d'échantillonnage. Le panache d'eau souterraine fait l'objet d'examens périodiques pour en déterminer la migration et pour identifier tout écart par rapport aux prévisions. Des contrôles réguliers des eaux souterraines autour du périmètre de la ZGD A (c.-à-d. près de la source du panache) donnent des résultats stables ou en voie d'amélioration, en ce sens que les niveaux de contamination des eaux souterraines autour du périmètre restent généralement similaires, ou reculent graduellement au fil du temps.

5.1.7.1.2 Zone de gestion des déchets B

La zone de gestion des déchets B (ZGD B) a été établie en 1953 dans le but de remplacer la ZGD A comme site de gestion des déchets solides. Elle est située sur une haute terre couverte de sable environ 750 m à l'ouest de la ZGD A. Les pratiques d'abord utilisées pour le stockage des déchets faiblement radioactifs étaient les mêmes que celles qui ont été utilisées dans la ZGD A, à savoir, l'enfouissement dans des tranchées non revêtues recouvertes de remblai sablonneux dans ce qui est maintenant la partie nord du site. En outre, de nombreux enfouissements spéciaux de composantes et de matières, comme la calandre du NRX, y ont été effectués.

Des tranchées revêtues d'asphalte ont été utilisées pour les déchets solides moyennement radioactifs de 1955 à 1959, année où elles ont été remplacées par des caissons de béton construits sous le niveau du sol, mais au-dessus de la nappe phréatique, dans le sable du site. L'utilisation de tranchées de sable dans la ZGD B, pour les déchets faiblement radioactifs, a été discontinuée en 1963 en faveur de caissons de béton ou du stockage dans la ZGD C.

Des structures en béton ont été utilisées pour le stockage des déchets solides qui ne répondaient pas aux critères d'acceptation dans les tranchées de sable, mais n'exigeaient pas un blindage important. Les premiers caissons de béton étaient de forme rectangulaire et ont été remplacés en 1977 par les structures cylindriques utilisées actuellement.

Les caissons cylindriques sont faits de parois en béton armé ondulé qui sont placées sur une plate-forme en béton au moyen de formes amovibles. Le volume maximal d'un caisson de béton cylindrique est de 110 m³, mais les volumes moyens stockés sont d'environ 60 m³.

Des déchets hautement radioactifs sont également stockés dans la ZGD B, dans des installations spécialisées appelées silos verticaux. Ces silos servent à stocker les substances radioactives qui exigent un blindage supérieur à celui qui est offert par les caissons de béton. Les matières stockées comprennent le combustible irradié, les déchets de cellule chaude, les grappes de combustible expérimental, les isotopes radioactifs non utilisables, les colonnes de résine usée, les filtres des systèmes d'évacuation et les déchets de produits de fission générés par le processus de production du molybdène 99.

Plusieurs panaches de contaminants des eaux souterraines s'étendent à partir de la ZGD B. Un panache du côté est contient principalement des composés organiques (soit 1,1,1-trichloroéthane, chloroforme, trichloroéthylène) qui proviennent des tranchées de sable non revêtues à l'extrémité nord du site. Appelé panache de solvants, il fait l'objet d'études périodiques afin de suivre la migration des contaminants et déterminer toute déviation par rapport à l'évolution attendue. Un contrôle de routine des eaux souterraines aux alentours du périmètre nord-est de la ZGD B (c.-à-d. près de la source du panache) fait apparaître des conditions stables, en ce sens que les niveaux de contamination des eaux souterraines au périmètre restent à des concentrations similaires au fil du temps.

Le deuxième panache émane du coin nord-ouest de la ZGD et est dominé par le strontium 90. La source de ce panache est la partie ouest des tranchées de sable non revêtues. Un contrôle régulier des eaux souterraines autour du périmètre nord-ouest de la ZGD B (c.-à-d. près de la source du panache) montre une amélioration en ce sens que les niveaux de contamination de l'eau souterraine au périmètre diminuent au fil du temps. Les effets de cette migration de contaminants sont atténués par un système de traitement de panache appelé centrale de traitement de la source B. Cette installation de traitement automatisée prélève le strontium 90 des eaux superficielles et souterraines à l'endroit où le flux d'écoulement du panache se déverse dans la biosphère par une série de sources. Le système de traitement retire une part importante du strontium 90 de l'effluent. En 2007, l'usine de traitement B a traité 2,4 millions de litres d'eaux souterraines, retirant 2,9 GBq de strontium 90 et réduisant les concentrations d'apport de 1 232 Bq/L (moy.) à 4,1 Bq/L (moy.).

Le tritium est un autre contaminant observé dans les eaux souterraines à la ZGD B. Un suivi régulier des eaux souterraines autour de la ZGD indique que les niveaux de contamination au tritium restent stables au fil du temps. On pense que différents types de stockage et déchets au sein de la ZGD B sont la source de cette contamination.

Figure 5.7 - Zone de gestion des déchets B des LCR

5.1.7.1.3 Zone de gestion des déchets C

La zone de gestion des déchets C (ZGD C) a été établie en 1963 en vue du stockage des déchets faiblement radioactifs présentant des durées de vie dangereuses de moins de 150 ans et des déchets dont l'absence de contamination ne pouvait pas être confirmée. Les premières opérations ont consisté à enfouir les déchets dans des tranchées parallèles séparées par des bandes de sable non perturbé. En 1982, cette méthode a été remplacée par l'enfouissement en tranchée continue pour faire une utilisation plus efficace de l'espace disponible. Une partie des tranchées parallèles originelles a été recouverte d'une membrane imperméable de polyéthylène haute densité en 1983.

Un prolongement à la ZGD C a été construit à l'extrémité sud de la ZGD C en 1993 et a commencé à recevoir des déchets en 1995. À mesure que la tranchée continue ou son prolongement sont remblayés et aménagés, le matériel provenant de la pile de stockage de sols possiblement contaminés est utilisé à des fins de remblayage pour rendre la surface de la ZGD C appropriée au déplacement d'équipement lourd. Le matériel placé dans la pile de stockage de sols possiblement contaminés doit satisfaire à des critères d'acceptation spécifiques.

En plus des déchets stockés dans les tranchées de sable, des acides, des solvants et des déchets liquides organiques non radioactifs ont également été placés dans des sections spécifiques des tranchées ou dans des puits spéciaux situés le long de la bordure ouest de la zone. Cette pratique n'est plus autorisée. Des boues d'épuration contaminées ont également été enfouies dans les tranchées de sable jusqu'à la fin de 2004.

Les ajouts aux déchets déjà stockés dans la ZGD C, notamment les boues d'épuration, sont maintenant limités à un entreposage provisoire en surface dans des contenants scellés. Un nouveau dépotoir de matériaux en vrac qui recevra les boues d'épuration est en cours de conception et sera situé à proximité de la ZGD C. Des plans détaillés pour retirer les matériaux qui peuvent être facilement enlevés et stockés en surface sont en préparation.

Les données de surveillance des eaux souterraines à la ZGD C indiquent qu'un panache émane de cette zone. Le tritium est le contaminant principal, bien que des composés organiques soient également observés à des concentrations élevées dans certains trous de sonde. La surveillance régulière des eaux souterraines autour de la ZGD indique que les niveaux de contamination par le tritium restent stables au fil du temps.

5.1.7.1.4 Zone de gestion des déchets D

La zone de gestion des déchets D (ZGD D) a été établie en 1976 en vue du stockage de l'équipement et des composantes obsolètes ou excédentaires dont la contamination est connue ou présumée, mais qui n'exigent pas de confinement (conduites, récipients, échangeurs de chaleur, etc.). Des conteneurs maritimes renfermant des récipients d'huiles contaminées et de scintillateurs liquides y sont également stockés, lesquels présentent davantage un danger chimique à court terme qu'un danger radiologique.

Des déchets mixtes et dangereux sont ordinairement évacués dans des installations d'évacuation commerciale spécialement conçues. Le site est clôturé et consiste en une aire recouverte de gravier dans laquelle les composantes sont placées. Si les composantes sont contaminées à leur surface, elles doivent être emballées de façon appropriée. Le BGDRFA maintient deux bâtiments en vue du stockage des matériaux faiblement contaminés provenant de sites autres que ceux d'EACL. Tout ce qui est stocké dans la ZGD D l'est en surface. Aucun enfouissement n'est permis dans cette zone.

5.1.7.1.5 Zone de gestion des déchets E

La ZGD E est une zone qui a reçu des sols et des matériaux de construction possiblement contaminés, et d'autres débris de sol en vrac et matériaux de construction à partir d'environ 1977 jusqu'en 1984. Les déchets ont servi à la construction d'une route menant à un site qui devait devenir une zone de gestion des déchets en remplacement de la ZGD C, pour les matériels possiblement contaminés. On a mis de côté les plans en vue de la création de ce site parce que le choix de l'emplacement suscitait des réserves.

5.1.7.1.6 Zone de gestion des déchets F

Une nouvelle zone a été établie en 1976 pour accueillir les sols et les scories contaminés en provenance de Port Hope, d'Albion Hills et d'Ottawa (Ontario). Le site a été désigné ZGD F. On sait que les matériaux stockés renferment de faibles concentrations de radium 226, d'uranium et d'arsenic. Les opérations ont pris fin en 1979 et le site est maintenant considéré comme fermé, même s'il fait l'objet d'une supervision et d'une surveillance visant à évaluer la migration possible des contaminants radioactifs et chimiques.

5.1.7.1.7 Zone de gestion des déchets G

La ZGD G a été établie en 1988 en vue du stockage de la totalité du combustible irradié provenant du réacteur de puissance prototype NPD dans des silos en béton en surface. Deux silos en béton additionnels ont été construits sur l'assise en béton actuelle pour stocker des déchets calcinés qui seront engendrés par le traitement des radio-isotopes séparés dans la nouvelle installation de traitement des LCR. Cependant, leur utilisation finale pourrait changer suite à l'annulation récente de l'installation de production d'isotopes.

5.1.7.1.8 Zone de gestion des déchets H

La ZGD H est entrée en service en 2002 et abrite les structures de stockage modulaire en surface (MAGS) et les structures de stockage modulaire en surface blindées (SMAGS). Des déchets secs faiblement radioactifs sont emballés et, dans certains cas, compactés dans des conteneurs en acier avant d'être placés dans les MAGS et, après épuisement des MAGS, dans des SMAGS. La première de six structures SMAGS est achevée, et une modification de permis a été délivrée par la CCSN pour autoriser la mise en service. Cinq structures SMAGS additionnelles seront construites à des intervalles de trois à quatre ans. Ces structures fourniront une capacité d'entreposage pour les 20 à 30 prochaines années.

Figure 5.8 - Structure MAGS dans la zone de gestion des déchets H

5.1.7.1.9 Zone de dispersion des liquides

L'aménagement de la zone de dispersion des liquides a commencé en 1953 lorsque le premier de plusieurs puits filtrants a été établi en vue de la réception des liquides radioactifs acheminés par un pipeline relié aux bassins de barres du réacteur NRX. Les puits sont situés sur une petite dune dans un secteur bordé à l'est et au sud par des terres humides, et à l'ouest par la ZGD A.

Le puits de réacteur n° 1 est une dépression fermée naturelle qui a été utilisée entre 1953 et 1956 pour les solutions aqueuses radioactives. Les dispersions ont inclus quelque 74 TBq de strontium 90, ainsi qu'une grande variété d'autres produits de fission et environ 100 g de plutonium (ou d'autres émetteurs alpha similaires). Entre 1956 et 1998, le puits a été remblayé au moyen de matières solides incluant de l'équipement et des véhicules contaminés auparavant stockés dans la ZGD A, plus des sols suspectés de contamination en provenance des travaux d'excavation dans la zone active.

Le puits de réacteur n° 2 a été aménagé en 1956 pour remplacer le puits de réacteur n° 1. Un pipeline a été utilisé pour le transfert de l'eau des bassins de barres du réacteur NRX. Des échantillons d'eau provenant du réservoir de retenue font l'objet d'analyses visant à déterminer l'activité alpha soluble et totale, l'activité bêta soluble et totale, et la teneur en strontium 90, en tritium, en césium 137 et en uranium.

Le puits chimique a également été construit en 1956 pour recevoir les déchets aqueux radioactifs des laboratoires du complexe (autres que les réacteurs). Sa construction est similaire à celle du puits de réacteur n° 2, c.-à-d. une fosse remblayée avec du gravier et alimentée par un pipeline.

Le puits de lavage est la dernière installation de la zone de dispersion des liquides. Il a été aménagé en 1956. Comme son nom le laisse entendre, il a été utilisé pour les eaux de lavage de linge en provenance de la zone active et du centre de décontamination, mais a seulement servi à cette fin pendant un an. Il contient 100 GBq de produits de fission mixtes et 0,1 g de plutonium 239.

La zone de dispersion des liquides n'a pas été utilisée depuis l'an 2000 et aucun usage futur de cette zone n'est prévu. Des panaches d'eaux souterraines s'échappent de la zone de dispersion des liquides. Un panache provenant des puits de réacteur contient du tritium comme seul nucléide rejeté en quantités importantes. Une surveillance régulière des eaux souterraines autour des puits de réacteur indique que les niveaux de contamination au tritium ont considérablement baissé depuis l'arrêt des opérations de dispersion. Cette surveillance montre la présence d'autres contaminants radiologiques mais à une faible concentration et qui baisse au fil du temps.

Le second panache provient du puits chimique avec le strontium 90 comme principal contaminant. La surveillance régulière autour du puits chimique fait apparaître une amélioration en ce sens que les niveaux de contamination des eaux souterraines reculent. Les effets de cette migration de contaminants sont atténués par un système de traitement de panache appelé usine de traitement du puits chimique. Cette installation de pompage et traitement prélève le strontium 90 des eaux souterraines recueillies par quatre puits de collecte forés sur la largeur du panache à proximité du puits. Ce système de traitement retire une fraction importante du strontium 90 présent dans l'influent. En 2007, l'usine de traitement du puits chimique a traité 3,1 millions de litres d'eaux souterraines, retirant 2,5 GBq de strontium 90 et réduisant les concentrations à l'entrée de 792 Bq/L (moy.) à 5,9 Bq/L (moy.).

5.1.7.1.10 Puits des acides, des produits chimiques et des solvants

Une série de trois petits puits, situés au nord de la ZGD C, sont collectivement désignés sous le nom de puits des acides, des produits chimiques et des solvants. Les puits ont été construits en 1982 et sont demeurés en service jusqu'en 1987. Ils ont été utilisés pour les déchets non radioactifs de produits chimiques, d'acides et de solvants. Le puits des acides a reçu quelque 11 000 litres de déchets liquides (acides chlorhydrique, sulfurique et nitrique) et une petite quantité de déchets solides (poudre de carbonate de potassium, acide d'accumulateurs et acide citrique). Le puits de solvants a reçu environ 5 000 litres de solvants mixtes, huiles, varsol, acétone, etc. Le puits des produits chimiques a reçu de plus petites quantités de déchets.

5.1.7.1.11 Parc de réservoirs de déchets

Le parc de réservoirs de déchets contient sept réservoirs souterrains en acier inoxydable destinés au stockage des déchets hautement radioactifs. La première série de trois réservoirs assure le stockage des solutions de régénération des colonnes échangeuses d'ions. Un des trois réservoirs est vide et sert de destination de transfert pour le contenu de l'un ou l'autre des deux autres réservoirs en cas de fuite.

La seconde série de quatre réservoirs contient des concentrés d'acide provenant principalement du retraitement du combustible effectué entre 1949 et 1956. Des solutions ont été transférées pour la dernière fois à l'un ou l'autre des réservoirs de stockage du site de réservoirs en 1968. Aucune quantité n'a été ajoutée depuis. Un des quatre réservoirs est vide et sert de réservoir de secours en cas de fuite.

5.1.7.1.12 Installation de décomposition du nitrate d'ammonium

L'installation de décomposition du nitrate d'ammonium a été aménagée en 1953 et a servi à la décomposition du nitrate d'ammonium contenu dans les déchets liquides en provenance de l'installation de traitement du combustible. Elle a été fermée en 1954 et a par la suite été démantelée, la plupart de l'équipement étant enfoui sur place.

Comme on peut s'y attendre avec ce genre d'installation, un panache de contaminants s'en échappe, dont le principal est le strontium 90. Une surveillance régulière des eaux souterraines au périmètre de l'usine fait apparaître des conditions stables en ce sens que les niveaux de contamination restent stables au fil du temps.

Les effets de cette migration de contaminants sont atténués par un système de traitement du panache, appelé système mur et rideau, qui fonctionne passivement au moyen d'une zone de clinoptilite installée dans le sol à côté d'une barrière imperméable construite en travers du chemin d'écoulement du panache. Ce système de traitement passif récupère une partie considérable du strontium 90 présent dans l'influent. En 2007, le système a traité 14,6 millions de litres d'eaux souterraines, prévenant la décharge de 5,4 GBq de strontium 90 et ramenant les concentrations d'apport de 366 Bq/L (moy.) à 1,2 Bq/L (moy.). Depuis 1998, le système de traitement a prévenu la décharge de 4,1 x 1010 Bq de 90Sr.

5.1.7.1.13 Bassin de stockage du nitrate de thorium

En 1955, environ 20 m³ de déchets liquides en provenance d'une usine d'extraction de l'uranium 233 au complexe des LCR ont été déchargés dans un bassin. La solution contenait 200 kg de nitrate de thorium, 4 600 kg de nitrate d'ammonium, 10 g d'uranium 233, et 1,85 x 1011 Bq chacun de strontium 90, de césium 137 et de cérium 144. Le bassin a été rempli de chaux vive servant à neutraliser l'acide et à précipiter le thorium, et a été recouvert de sol.

5.1.7.1.14 Expérience de vitrification

En 1958, dans le cadre d'un programme d'élaboration de méthodes de conversion des solutions liquides hautement radioactives en matières solides, un ensemble de 25 hémisphères de verre (de 2 kg chacun) contenant des produits de fission mixtes a été enfoui sous la nappe phréatique. Un deuxième ensemble de 25 blocs de produits de fission mixtes en équilibre a été enfoui en 1960. Les enfouissements visaient à étudier dans quelle mesure les déchets vitrifiés retiendraient les produits de fission incorporés s'ils étaient exposés à la lixiviation dans un milieu naturel d'eau souterraine. Les blocs de verre ont maintenant été récupérés et transférés en stockage sûr dans les zones de gestion des déchets.

5.1.7.1.15 Zone de stockage en vrac

La zone de stockage en vrac a été utilisée avant 1973 pour stocker de grandes pièces d'équipement provenant de la zone de contrôle. D'importants travaux d'assainissement sont maintenant en cours dans cette zone. L'exploitation des zones de gestion des déchets des LCR entraîne le rejet de contaminants radioactifs et non radioactifs dans l'environnement. La plupart des rejets existants proviennent de déchets anciens. Ils résultent de pratiques qui n'ont plus cours, telles que la dispersion de déchets liquides moyennement radioactifs, et l'évacuation de déchets solides et liquides moyennement radioactifs dans des tranchées de sable. Ces rejets ont contaminé le sol, les eaux souterraines et de surface et donné lieu également à des rejets de contaminants hors site dans la rivière des Outaouais.

Les concentrations de contaminants qui en résultent dans les plans d'eau hors site sont toutefois bien en deçà des normes fixées pour l'eau potable et pour la protection de la vie aquatique. Des limites opérationnelles dérivées (LOD) ont été établies pour les effluents en suspension dans l'air et les effluents liquides rejetés par le complexe des LCR. Les LCR ont élaboré des niveaux administratifs qui correspondent à une fraction de la LOD et sont près des niveaux d'exploitation normaux. Ces niveaux administratifs sont utilisés pour signaler rapidement qu'un rejet plus élevé que prévu s'est produit et assurer que la situation sera étudiée promptement.

5.1.7.1.16 Centre de traitement des déchets des LCR (Ctd)

Le centre de traitement des déchets (Ctd) traite les déchets solides et liquides des installations des LCR qui sont contaminés ou suspectés d'être contaminés par la radioactivité. Le Ctd traite également les déchets radioactifs en provenance de générateurs de déchets hors site.

Les déchets solides sont mis en ballots (après compactage si possible) et sont transférés à la ZGD B en vue de leur stockage dans des caissons en béton. Entre 200 et 300 ballots de 0,4 m³ sont produits par année. Les déchets solides générés à l'interne par le Ctd s'ajoutent à ces quantités et comprennent les vêtements jetables, le papier et les matériaux de nettoyage, qui sont compactés dans la mesure du possible, mis en ballots et stockés dans des caissons en béton dans la ZGD B. Les déchets du Ctd légèrement contaminés ou suspectés de l'être sont également envoyés à la ZGD H pour stockage.

Des quantités variables, de l'ordre de 2 000 m³ à 6 000 m³, de déchets liquides sont traitées chaque année. Ces déchets proviennent du centre de décontamination, du système de drainage des produits chimiques, des drains des réacteurs et de l'installation de dispersion. Les installations de traitement comprennent un évaporateur de déchets liquides qui concentre les déchets et un système d'immobilisation des déchets liquides qui immobilise le concentrat dans le bitume, lequel concentrat est mis en fûts et stocké dans la ZGD B.

Les rejets de radionucléides dans l'air en provenance du Ctd se produisent par les évents de toit. La surveillance des évents de toit comprend le suivi de l'activité alpha globale et de l'activité bêta globale sous forme de particules, et de la teneur en oxyde de tritium et en iode 131. Les effluents liquides traités en provenance du Ctd sont déversés dans l'égout de traitement après échantillonnage de l'activité alpha globale, de l'activité bêta globale et de la teneur en oxyde de tritium. Les effluents liquides font aussi l'objet d'une surveillance régulière des matières solides en suspension, de la teneur totale en phosphore, de la teneur en nitrates, du pH, de la conductivité, de la teneur en carbone organique, de la demande chimique d'oxygène, des solvants extractibles, des métaux, et des matières organiques volatiles et semi volatiles.

5.1.7.2 Laboratoires de Whiteshell

Les Laboratoires de Whiteshell sont un établissement de recherche et d'essais nucléaires situé au Manitoba, sur la rive est de la rivière Winnipeg, à environ 100 km au nord-est de Winnipeg. Ils se composent d'un certain nombre d'installations nucléaires et non nucléaires. Les installations principales comprennent le réacteur Whiteshell-1 (WR-1), des cellules blindées, des laboratoires de recherche, des zones et installations de gestion des déchets radioactifs liquides et solides, notamment le complexe de stockage en silo de béton pour l'entreposage à sec du combustible du réacteur de recherche. Les LW sont actuellement en cours de déclassement (l'annexe 7.1 fournit plus de renseignements sur ces activités de déclassement).

La seule zone de gestion des déchets (ZGD) est située à environ 1,5 kilomètre au nord-est du site principal des LW (2,7 kilomètres par route). La zone mesure 148 par 312 mètres, pour une superficie de 4,6 hectares. La ZGD, en service depuis 1963, stocke des déchets faiblement et moyennement radioactifs. Les installations suivantes sont situées dans la ZGD :

• un incinérateur organique,
• des silos de stockage de DFR,
• des tranchées de terre non revêtue DFR,
• des silos en béton souterrains pour DMR,
• des silos de stockage de DMR,
• des tubes verticaux en béton enterrés pour DHR/DMR,
• des cuves de stockage de déchets liquides.

L'installation de stockage en silos de béton décrite à l'annexe 4.5.14 est située à proximité de la ZGD.

Le site des LW est proche de la limite nord-est des plaines du Manitoba. La ZGD se trouve à environ 10 mètres au-dessus du niveau normal de la rivière Winnipeg, soit nettement plus haut que tout niveau d'inondation jamais atteint (les niveaux de la rivière sont également contrôlés par des barrages hydroélectriques proches). Le lit de la rivière Winnipeg repose sur des roches granitiques et des gneiss granitiques du bouclier précambrien. La région est une zone de transition entre la forêt de conifères du Bouclier canadien et les parcs à trembles des prairies.

Le sous-sol de la ZGD consiste en 5,5 mètres d'argiles moyennement rouges hautement plastiques posés sur 4,6 mètres d'argiles rouges clairs moyennement plastiques. La couche d'argile supérieure connaît des changements de volume prononcés selon la teneur en eau et est susceptible au soulèvement par le gel. Les deux types d'argiles sont très imperméables. Un dépôt de till stable sous-tend toute la zone à une profondeur d'environ 10,5 mètres. Le till est compact et possède une forte portance. En dessous du till, à une profondeur d'environ 12 mètres, on trouve le batholite granitique du lac Bonnet.

Hydrologiquement, la ZGD est située dans une zone de décharge d'eaux souterraines, ce qui signifie que le flux s'écoule principalement en direction ascendante depuis l'aquifère jusqu'à la surface. La profondeur des excavations de la ZGD est limitée de façon à ne pas pénétrer les couches d'argiles imperméables.

L'incinérateur sert à incinérer les déchets de solvants de laboratoire et était utilisé anciennement pour incinérer les déchets de caloporteurs organiques résultant de l'exploitation, de la fermeture et du nettoyage du réacteur WR-1.

De 1963 à 1985, des DFR ont été enfouis dans des tranchées non revêtues d'environ 6 mètres de large par 4 mètres de profondeur et d'une longueur pouvant atteindre 60 mètres. Ces tranchées étaient recouvertes d'au moins 1,5 mètre de matériaux excavés une fois remplies. La ZGD comporte 25 tranchées remplies. Le stockage en tranchée des DFR a été remplacé en 1985 par des silos en surface. Ces silos sont faits de béton mesurant en tout 26,4 mètres de long par 6,6 mètres de large et 5,2 mètres de haut, avec une épaisseur de mur de 0,3 mètre, ce qui donne un total de 805 m3 d'espace de stockage chacun. On prévoit construire dans la ZGD des structures de stockage modulaire blindées de surface (SMAGS) (décrites à la section 5.1.7.1.8) pour stocker les déchets DFG provenant du déclassement.

Des enceintes enfouies ou partiellement enfouies servent à stocker les déchets DMR. De dimensions diverses, ces enceintes sont faites de béton armé d'une épaisseur de 0,25 mètre. Des silos verticaux en béton enfouis (similaires aux trous de stockage décrits dans la section 5.1.7.1.2) ont été employés aux LW de 1963 jusqu'au milieu des années 70 (lorsqu'on a commencé à utiliser des silos en béton de surface) pour stocker les déchets faiblement et moyennement radioactifs. Ces silos verticaux sont faits de béton armé d'une épaisseur de 0,2 mètre, avec une base intégrale de 0,3 mètre doublé de tuyaux d'acier galvanisé. Un couvercle en béton amovible d'environ 0,9 mètre d'épaisseur donne l'accès.

5.1.8 Monserco limitée

Monserco limitée, fondée en 1978, exploite une installation de traitement des déchets à Brampton, en Ontario. Dans cette installation, des déchets radioactifs (provenant principalement d'hôpitaux, d'universités, d'instituts de recherche et de sociétés privées) sont triés et emballés. Les déchets peuvent être traités sur place par des techniques de minimisation et par délai et désintégration. Monserco expédie également des déchets simplement radioactifs ou des métaux faiblement contaminés directement aux États-Unis pour incinération ou recyclage. Monserco a expédié environ 66 000 kilogrammes de déchets et de métaux faiblement radioactifs aux États-Unis l'an dernier.

La société américaine peut renvoyer les matières à Monserco en l'état si elle décide qu'elle ne peut les traiter. Les cendres d'incinération sont acceptées pour évacuation par les installations agrées aux États-Unis. Les niveaux de radionucléides à la cheminée de l'incinérateur ont toujours été inférieurs aux niveaux prescrits.

Le service comprend également la manutention et l'évacuation des sources scellées usées et l'évacuation de flacons renfermant des liquides de scintillation usés ou de mélanges de tels liquides. Les sources scellées et l'uranium épuisé sont envoyés à l'installation de traitement des déchets radioactifs des LCR d'EACL. Monserco exploite également un service de cueillette de sources et de déchets radioactifs à Montréal (Québec). Ces déchets et ces sources sont transportés à l'installation de Brampton pour traitement et expédition.

5.1.9 Cameco : Raffinerie de Blind River, installation de conversion de Port Hope, gestion des déchets et des sous-produits de l'installation de fabrication de combustible de Port Hope

La conservation et le recyclage des matières de rebut sont une partie importante des opérations pour des raisons tant écologiques qu'économiques. À la raffinerie de Blind River, les rejets d'oxyde d'azote dans l'air sont récupérés et convertis en acide nitrique pour réemploi. À l'installation de conversion de Port Hope, les programmes de recyclage en cours comprennent la récupération dans l'air de l'acide fluorhydrique pour recyclage et la création et la vente des sous-produits de nitrate d'ammonium comme engrais commercial. À l'installation de fabrication de combustible de Port Hope, on récupère les métaux de rebut générés par la fabrication de granules de combustible.

Plusieurs cycles de traitement utilisés au cours des procédés de raffinage et de conversion mènent à la production de matières contenant des quantités économiquement exploitables d'uranium naturel. Ces produits de recyclage peuvent servir à alimenter les usines de concentration d'uranium et sont envoyés pour plus ample traitement en vue de la récupération de l'uranium.

Les programmes de gestion des déchets de Blind River et de Port Hope recueillent, nettoient, analysent et, au besoin, découpent en pièces de taille acceptable toutes les matières de ferraille avant leur envoi à des entreprises de recyclage commercial. Les matériaux qui ne peuvent pas être recyclés ou ne répondent pas à des lignes directrices strictes régissant les rejets sont soit compactés soit incinérés pour en réduire le volume, puis mis en fût pour stockage sur place ou, dans certains cas, sont traités plus longtemps et combinés avec des produits recyclables contenant de l'uranium, comme on l'a vu plus haut. Les matériaux non recyclables stockés qui ne peuvent être épurés sont principalement des isolants, du sable, de la terre et un peu de ferraille. Ces matériaux resteront en stockage jusqu'à ce qu'une solution de recyclage ou d'évacuation soit trouvée.

Cameco est le titulaire de permis pour deux grandes installations de déchets anciens dans la région de Port-Hope : l'installation de gestion des déchets de Welcome, dans la municipalité de Port Hope, et l'installation de gestion des déchets de Port Granby, dans la municipalité de Clarington. Ces installations, créées en 1948 et 1955 respectivement, contiennent à elles seules environ un million de mètres cubes de déchets faiblement radioactifs et de sols contaminés. Ces installations ne reçoivent plus de déchets depuis de nombreuses années, depuis avant la formation de Cameco. La gestion à long terne de ces installations sera assurée par l'entremise de l'Initiative de la région de Port Hope. En outre, le gouvernement du Canada a convenu d'intégrer à l'Initiative de la région de Port Hope 150 000 m3 de déchets de l'installation de conversion de Port-Hope de Cameco résultant des activités antérieures à ce site. Ces déchets comprennent des déchets radioactifs en fûts, des sols contaminés et des déchets de déclassement.

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