Annexe 7 - Activités de déclassement

7.1 Laboratoires de Whiteshell d'EACL

Les Laboratoires de Whiteshell (LW) ont fourni des installations de recherche pour le secteur nucléaire canadien depuis le début des années 1960. EACL a décidé de mettre fin aux programmes et aux activités de recherche aux LW en 1997, et le gouvernement fédéral canadien a donné son accord à la décision de déclasser l'installation en 1998. EACL a commencé à préparer les plans en vue d'un déclassement sûr et efficace des LW en 1999.

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 kilomètres au nord-est de Winnipeg, à environ 10 kilomètres à l'ouest de Pinawa et à neuf kilomètres en amont du lac du Bonnet. Les installations principales comprennent un réacteur WR- 1, des cellules blindées, des laboratoires de recherche et des zones et installations de gestion de déchets radioactifs liquides et solides, y compris l'installation de stockage en silos de béton pour le stockage à sec du combustible du réacteur de recherche.

Les LW détiennent actuellement un permis de déclassement d'établissement de recherche et d'essais nucléaires. Ce permis autorise EACL à entreprendre des activités de déclassement dans le complexe jusqu'au 31 décembre 2008. Une demande de renouvellement de permis au-delà de 2008 est en cours d'élaboration et comprendra une description des travaux devant être effectués au cours de la période de validité du permis renouvelé.

L'organisme canadien de réglementation a approuvé un Plan de déclassement détaillé qui fournit les renseignements requis en vertu du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Le permis de déclassement initial de six ans ne couvrait que la phase 1 d'un programme en trois phases. Les activités prévues au cours de cette phase initiale visent la fermeture et la décontamination des bâtiments de production d'isotopes radioactifs et les installations nucléaires de façon à les mettre dans un état provisoire sûr et sécuritaire. Le déclassement de l'accélérateur Van de Graaff et du générateur de neutron est entièrement terminé.

Les principales activités prévues pour la prochaine période de permis sont la planification et l'exécution de la démolition du bâtiment principal de production de radio-isotopes, la planification de la restauration des tubes verticaux, le rétablissement des fonctions de l'installation de traitement des déchets liquides, de la laverie et des installations de décontamination actuelles dans de nouveaux locaux, suivis par le déclassement des bâtiments anciens. Il y aura en outre la conception et la construction d'installations auxiliaires, d'une installation de classification des déchets, d'une installation de traitement des déchets, la remise en état et l'agrandissement des installations de stockage des déchets, la reconfiguration des systèmes de services infrastructurels du site et la démolition de bâtiments de service non nucléaires redondants. Les activités prévues pour les périodes de permis suivantes comprennent le déclassement final du réacteur WR-1, des structures de stockage de la zone de gestion des déchets (ZGD) et des installations d'appui.

Le déclassement des Laboratoires de Whiteshell sera achevé aux alentours de 2024, à l'exception du réacteur et de la ZGD, qui devraient rester sous contrôle institutionnel pendant encore 200 ans.

Figure 7.1 - Vue aérienne des Laboratoires de Whiteshell

7.1.1 Laboratoire de recherche souterrain (LRS)

Le Laboratoire de recherche souterrain (LRS), situé à environ 15 kilomètres au nord-ouest des Laboratoires de Whiteshell d'EACL au Manitoba, est une installation expérimentale souterraine servant à la recherche sur les techniques de dynamitage contrôlé, la mécanique des roches ainsi qu'à des études hydrologiques associées à l'évacuation potentielle en couches géologiques profondes des combustibles nucléaires usés et le comportement de divers matériaux dans les conditions de stockage dans des formations géologiques profondes. Aucun combustible usé ou matière fortement radioactive n'a jamais été placé dans le LRS.

Deux laboratoires de radio-isotopes souterrains (utilisant des traceurs isotopiques à faible radioactivité) ont été agréés par la CCSN sous le régime du RSNAR. Ces laboratoires ont été fermés et décontaminés il y a plusieurs années. Le personnel de la CCSN l'a confirmé lors d'une inspection effectuée avant la révocation du permis d'exploitation en 2003. Le LRS, par conséquent, n'est plus un site sous permis de la CCSN et ne requiert plus d'autres déclassements radiologiques. Le projet de déclassement actuel du LRS se rapproche beaucoup plus de la fermeture d'une mine que d'un projet de déclassement nucléaire et est régi par la Loi et le règlement sur les mines de la province du Manitoba. Ressources naturelles Canada mène actuellement une évaluation environnementale du projet de clôture du LRS en vertu de la Loi canadienne sur l'environnement.

7.2 Installation de gestion des déchets de Gentilly-1 d'EACL

L'installation de gestion des déchets (IGD) de Gentilly-1 se compose d'un réacteur prototype mis à l'arrêt de façon permanente et partiellement déclassé, et des structures et bâtiments auxiliaires connexes. Cette installation est actuellement en mode stockage sous surveillance à long terme dans le cadre d'un programme de déclassement reporté. L'installation est située dans les limites du complexe de Gentilly, sur la rive sud du fleuve Saint-Laurent, environ 15 km à l'est de Trois-Rivières, au Québec. Le complexe de Gentilly comprend l'IGD de Gentilly-1 et la centrale de Gentilly-2, qui abrite un réacteur CANDU de 600 mégawatts.

La centrale Gentilly-1, qui est dotée d'un réacteur CANDU-BLW-250, 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 été fermée en 1980; il a été décidé en 1982 de ne pas la remettre en état.

Les principales composantes de la centrale Gentilly-1 étaient le cœur du réacteur, le système caloporteur, les turbines et le blindage. Le réacteur était modéré à l'eau lourde, refroidi à l'eau légère et alimenté à l'uranium naturel sous la forme de pastilles d'UO2 gainées de zircaloy. La cuve du réacteur était une cuve cylindrique verticale qui contenait le modérateur à l'eau lourde et était traversée par 308 tubes de force et de calandre. La chaleur produite par le combustible nucléaire (surtout par ébullition) était retirée par le fluide de refroidissement à l'eau légère pompé dans des collecteurs d'admission et de sortie, et dans des conduites d'alimentation en circuit fermé. La vapeur produite par le cœur du réacteur était séparée du fluide de refroidissement avant d'être acheminée à la turbogénératrice.

La décision de placer en état d'arrêt permanent le réacteur a été prise en 1984. Un programme de déclassement de deux ans a commencé en avril de cette même année dans le but de mettre la centrale Gentilly-1 à un état d'arrêt provisoire sûr et durable équivalant au mode de stockage sous surveillance. À la suite de cette décision, le modérateur a été vidangé et expédié à d'autres centrales en exploitation. Les matières dangereuses non radioactives (p. ex. les matières explosives, combustibles et inflammables, les fournitures de laboratoire, les huiles) ont été identifiées et enlevées. Le transfert du combustible usé du bassin de stockage en piscine du réacteur à la zone de stockage à sec en silos construite à cette fin s'est achevé en 1986. Des activités mineures et majeures de décontamination (démontage, décontamination et consolidation) ont été effectuées en fonction des besoins. La totalité des principales composantes radioactives ou contaminées par de la radioactivité qui n'ont pas été expédiées à d'autres installations autorisées ont été regroupées sur place dans le bâtiment du réacteur ou celui des turbines. Le nombre de zones renfermant une contamination résiduelle importante ou des substances radioactives a été réduit à quelques emplacements. Des contrôles radiologiques ont été effectués à la fin de chaque activité de déclassement.

7.3 Installation de gestion des déchets de Douglas Point d'EACL

L'installation de gestion des déchets de Douglas Point (IGDDP) est située sur le site de l'ancienne centrale nucléaire de Douglas Point, dans les limites du complexe nucléaire de Bruce. La centrale, qui abrite un réacteur CANDU de 200 mégawatts, est entrée en service en 1968. Elle appartenait à EACL et a été exploitée par Ontario Hydro jusqu'en 1984. Durant cette période, elle a généré 17 x 109 kWh d'électricité et maintenu une capacité de 87,3 %.

Les principales composantes de la centrale de Douglas Point étaient le réacteur, le système caloporteur, les turbines et l'équipement de production d'électricité. Le réacteur était modéré à l'eau lourde, refroidi à l'eau lourde sous pression et alimenté à l'uranium naturel. Le cœur du réacteur contenait 306 tubes de force horizontaux contenant le combustible et était entouré par le modérateur à l'eau lourde. Les pompes du système caloporteur faisaient circuler l'eau lourde sous pression dans les tubes de refroidissement du réacteur vers huit chaudières où la chaleur était transférée aux circuits de vapeur et d'eau des chaudières. Du béton lourd, de l'acier et de l'eau, principalement, étaient utilisés comme blindage pour protéger la zone environnante des radiations pendant le fonctionnement du réacteur. La vapeur générée dans les chaudières était transférée aux turbines en vue de la production d'électricité.

La centrale a été fermée de façon permanente le 5 mai 1984, et a été mise à l'état d'arrêt provisoire sûr et durable; cet état provisoire porte le nom de stockage sous surveillance. Elle est alors devenue l'installation de gestion des déchets de Douglas Point (IGDDP).

À la suite de l'arrêt du réacteur, le fluide caloporteur et modérateur (eau lourde) a été vidangé et expédié à des centrales en exploitation. En février 1985, les « barres de dopage » ont été enlevées et expédiées aux LCR. Les matières dangereuses non radioactives (p. ex. les matières explosives, combustibles et inflammables, les fournitures de laboratoire, les huiles) ont été identifiées et enlevées. Le transfert du combustible usé du bassin de stockage en piscine du réacteur à la zone de stockage à sec en silos construite à cette fin a été terminé en 1987. Des activités mineures et majeures de décontamination (démontage, décontamination et consolidation) ont été effectuées en fonction des besoins. La totalité des principales composantes radioactives ou contaminées par la radioactivité qui n'ont pas été expédiées à des installations autorisées ont été regroupées sur place. Le nombre de zones renfermant une contamination résiduelle importante ou des substances radioactives a été réduit à quelques emplacements. Des contrôles radiologiques ont été effectués à la fin de chaque activité de déclassement.

L'IGDDP en est actuellement à la phase stockage à long terme sous surveillance d'un programme de déclassement reporté. Aux fins du déclassement, l'IGDDP a été divisée en trois enveloppes de planification. L'enveloppe A cible les bâtiments et structures théoriquement non contaminés qui peuvent être déclassés en tout temps, les considérations de santé, de sûreté et de protection de l'environnement étant prises en compte. L'enveloppe B cible les bâtiments contaminés qui seront déclassés après une période de décroissance de la radioactivité et lorsque des installations d'évacuation des déchets radioactifs seront disponibles. L'enveloppe C comprend la zone des silos de combustible usé.

Une approche en trois phases a été établie en vue du déclassement du réacteur. La phase 1 met l'installation à un état d'arrêt sûr et durable. La phase 2 est une période de stockage sous surveillance. Le déclassement final se produit au cours de la phase 3. L'IGDDP a achevé la phase 1 et en est maintenant à la phase 2.

7.4 Installation de gestion de la centrale nucléaire expérimentale (NPD) d'EACL

L'installation de gestion des déchets de la centrale nucléaire expérimentale (IGDNPD) abrite un réacteur de démonstration CANDU mis à l'arrêt de façon permanente et partiellement déclassé, ainsi que les structures et bâtiments auxiliaires connexes. L'installation, qui est actuellement en mode stockage provisoire sous surveillance dans le cadre d'un programme de déclassement reporté, est située sur la rive ouest de la rivière des Outaouais, en Ontario, à près de 25 km en amont du complexe des LCR d'EACL et à 15 km de la ville de Deep River. La centrale NPD, qui consistait en un réacteur à eau sous pression CANDU de 20 mégawatts, a été mise en service en octobre 1962 et a été exploitée par Ontario Hydro (maintenant OPG) jusqu'en mai 1987. En 1988, la responsabilité de l'exploitation et de la conformité a été transférée d'Ontario Hydro à EACL, et l'installation est alors devenue l'IGDNPD.

La centrale produisait de l'électricité pour le réseau d'Ontario Hydro, on y formait du personnel pour les centrales nucléaires commerciales d'Ontario Hydro et on y effectuait des expériences sur les concepts des systèmes de procédé en vue de leur incorporation à la conception des centrales nucléaires commerciales. Pendant sa période de fonctionnement, la centrale a généré 3 x 109 kWh d'électricité, à un coefficient de capacité électrique nette de 65 %.

Les principales composantes de la centrale étaient le réacteur, le système caloporteur, la turbine et l'équipement de production d'électricité. Le réacteur était modéré à l'eau lourde, refroidi à l'eau lourde sous pression et alimenté à l'uranium naturel. Le cœur du réacteur comportait 132 tubes de force horizontaux contenant le combustible et était entouré par le modérateur à l'eau lourde. Les pompes du système caloporteur faisaient circuler l'eau lourde sous pression dans les tubes de refroidissement du réacteur vers un échangeur de chaleur et un générateur de vapeur où la chaleur était transférée aux circuits de vapeur et d'eau de la chaudière. Le réacteur, la chaudière et les systèmes auxiliaires étaient installés en sous-sol et entourés d'un blindage de béton destiné à assurer la protection radiologique des zones accessibles environnantes pendant l'exploitation. La vapeur générée dans les chaudières était transférée à la turbine/génératrice en vue de la production d'électricité.

Le 24 mai 1987, la centrale a été fermée de façon permanente et mise à l'état d'arrêt provisoire sûr et durable. Cette période de stockage provisoire porte le nom de phase de stockage sous surveillance. À la suite de l'arrêt du réacteur, l'eau lourde du circuit caloporteur primaire et du circuit du modérateur a été vidangée et expédiée hors site. Le réacteur a été vidé de son combustible et les grappes de combustible ont été transférées au complexe des LCR. L'équipement de déminéralisation a été retiré des différents systèmes du processus nucléaire et transféré au complexe des LCR. Des activités majeures et mineures de décontamination ont été effectuées en fonction des besoins. L'installation a été divisée en une zone nucléaire et une zone non nucléaire; tout équipement ou toute structure radioactifs ou contaminés par de la radioactivité étant confinés dans la zone nucléaire. Toutes les voies de communication entre les deux zones ont été obturées, scellées ou verrouillées en permanence.

7.5 Activités de déclassement des Laboratoires de Chalk River d'EACL

7.5.1 Réacteur d'essai en piscine

Le réacteur d'essai en piscine (Ptr) était un type de réacteur dont les éléments combustibles étaient suspendus dans une piscine d'eau qui servait de réflecteur, de modérateur et de fluide de refroidissement. Il s'agissait d'un réacteur de recherche de faible puissance (moins de 100 W), conçu et construit en vue d'études de réactivité sur des échantillons de combustible irradié, et pour établir la section efficace des produits de fission. Par la suite, le réacteur a servi à mettre à l'épreuve et à étalonner les détecteurs de flux autoalimentés sur une base commerciale.

Le Ptr est entré en service en 1957 et a été mis à l'arrêt permanent en 1990. Le combustible a été retiré et placé dans un silo enfoui au complexe des LCR. Depuis, le réacteur est demeuré sous surveillance et à l'état d'arrêt sûr. L'objectif de déclassement est de retourner la zone au propriétaire du complexe en vue de son utilisation comme laboratoire généraliste.

Le réacteur d'essai en piscine se compose d'une piscine d'environ 4,5 m² sur 6 m de profondeur, et contient près de 125 000 litres d'eau. Les activités de déclassement spécifiques sont les suivantes :

• retrait de l'équipement du réacteur : réflecteur en aluminium-graphite, chambre de fission, dalle du réacteur et support, mécanisme de l'oscillateur, supports de tubes du cœur, mécanisme de commande des barres de contrôle et support des barres de contrôle;
• vidange et assèchement de la piscine;
• retrait de l'alimentation en eau désionisée et du système de purification de la piscine;
• retrait de toutes les composantes électriques associées à l'installation, y compris les appareils de mesure, les commandes, les tableaux, etc. Le câblage sera retiré jusqu'à des points de raccordement libres;
• retrait de toutes les composantes électriques associées à l'installation, y compris les appareils de mesure, les commandes, les tableaux, etc. Le câblage sera retiré jusqu'à des points de raccordement libres;
• séparation et transfert de tous les déchets générés par le projet de déclassement au service de gestion des déchets pour stockage ou évacuation selon le cas.

Le déclassement devrait commencer une fois obtenue l'approbation réglementaire et durer moins d'un an. La CCSN et RNCan ont avalisé l'évaluation environnementale pour ce projet en 2007. Les leçons tirées de la vidange de la baie de combustible du NRX seront intégrées aux documents de planification du Ptr. Le Plan de déclassement détaillé et d'autres documents de planification seront établis et soumis à l'aval de la CCSN avant le déclassement du Ptr. L'autorisation de déclassement est attendue dans le courant de 2010.

7.5.2 Laboratoire de récupération du plutonium

Le Laboratoire de récupération du plutonium a été construit en 1947 et a été en service de 1949 à 1957. Il a été conçu en vue de l'extraction des isotopes de plutonium pour former des combustibles enrichis utilisés dans les réacteurs expérimentaux pendant cette période. Le laboratoire est actuellement en mode stockage sous surveillance. Après sa fermeture en 1957, la majorité de l'équipement de traitement a été vidangé, décontaminé et enlevé. Seuls les réservoirs de dissolution du combustible, les mécanismes de levage des barres et les puisards du sous-sol demeurent.

Cette installation occupe une superficie d'environ 514 m2. On prévoit que les activités de déclassement réelles commenceront au cours des dix prochaines années à la suite de l'approbation réglementaire. Le déclassement doit s'effectuer en trois phases.

La phase I, qui devrait s'échelonner sur une période de deux ans et demi, consistera dans les activités suivantes :

• exécution de contrôles radiologiques de confirmation dans toutes les salles du bâtiment;
• isolement des conduites de procédé et de service entrant dans le bâtiment;
• retrait de toutes les conduites et de tout l'équipement de procédé restants;
• décontamination des salles en béton;
• retrait de la charpente en acier, des planches en cèdre, des bardeaux d'amiante, du toit et des fondations/empattements;
• séparation des déchets solides et transfert à des installations appropriées de gestion des déchets au complexe des LCR;
• construction de chapes pour les zones exposées de l'enceinte en béton blindée et d'un mur pour séparer l'enceinte des bâtiments connexes.

La phase II s'échelonnera sur une période d'au moins dix ans et consistera dans l'activité suivante : maintien et surveillance de la structure restante au cours de la période de stockage sous surveillance.

La phase III sera mise en œuvre sur une période estimée de deux ans et consistera dans les activités suivantes :

• exécution d'un contrôle radiologique de confirmation en vue de la mise à jour du statut de risque;
• démolition de l'enceinte en béton blindée et de ses empattements/fondations;
• retrait de tout sol contaminé dans les limites de l'empreinte du bâtiment original;
• séparation des déchets solides et transfert à des installations appropriées de gestion des déchets au complexe des LCR;
• remblayage du site et libération pour usage futur par le complexe des LCR.

7.5.3 Tour d'extraction du plutonium

La tour d'extraction du plutonium a servi à la mise au point de techniques d'extraction du plutonium contenu dans les barres de combustible irradiées du réacteur NRX et a été en service pendant quelques années, à la fin des années 1940. Le bâtiment a été fermé de façon permanente en 1954. Tout l'équipement de traitement a été retiré du bâtiment et un nettoyage initial a été effectué. D'autres activités de nettoyage et travaux de démantèlement se sont déroulés dans les années 1980.

Le bâtiment de la tour a 19,2 mètres de hauteur et occupe une superficie d'environ 28 mètres carrés. Tout l'équipement de traitement a été retiré de ce bâtiment. Les autres activités de déclassement comprennent :

• l'exécution d'un contrôle radiologique de confirmation de l'intérieur de la tour en béton, des annexes et des saignées ménagées dans le sol pour le passage des tuyaux en vue de la mise à jour du statut de risque;
• l'isolement des conduites de procédé et de service entrant dans le bâtiment par rapport aux bâtiments voisins communicants;
• la démolition des annexes, de la tour en béton, de la structure du bâtiment, et des empattements/fondations;
• la séparation des déchets solides et transfert à des installations appropriées de gestion des déchets au complexe des LCR;
• l'enlèvement de tous les sols et remblais contaminés en fonction des besoins.

Les activités de déclassement devraient commencer lorsque l'approbation réglementaire aura été accordée. Les travaux de démantèlement de la tour devraient prendre environ un an. Une évaluation environnementale effectuée conformément aux exigences de la Loi canadienne sur l'évaluation environnementale sera achevée en 2009.

7.5.4 Évaporateur d'eaux résiduaires

L'évaporateur d'eaux résiduaires a été construit en 1952 et a servi au traitement des déchets liquides radioactifs produits par les activités de retraitement du combustible du réacteur NRX entre 1952 et 1958. Il a également été utilisé de façon sporadique entre 1958 et 1967 en vue de la concentration d'environ 450 m³ de déchets de procédé stockés, issus d'activités antérieures de traitement du combustible. En 1971, l'installation a été fermée définitivement.

L'évaporateur d'eaux résiduaires occupe une superficie d'environ 130 m2. Un des sept réservoirs pourrait contenir environ 100 litres de déchets liquides radioactifs alors que deux autres réservoirs pourraient contenir une petite quantité de boues contaminées séchées.

Les activités de déclassement comprennent :

• isolement des conduites de procédé et de service entrant dans le bâtiment en provenance de bâtiments voisins communicants;
• retrait, traitement et stockage de tout déchet liquide provenant du réservoir, des conduites de procédé et de l'équipement;
• décontamination de l'équipement de procédé, des cellules de traitement et des autres composantes du bâtiment;
• démontage de l'équipement de procédé, des cellules de traitement, de la structure du bâtiment et des semelles ou des fondations;
• séparation des déchets solides et transfert à des installations appropriées de gestion des déchets au complexe des LCR;
• enlèvement de tout sol contaminé entourant le bâtiment jusqu'à une distance d'un mètre du pourtour du bâtiment et remblayage de la zone en fonction des besoins.

Les activités de déclassement elles-mêmes devraient commencer au cours des dix prochaines années, après l'approbation réglementaire. Les travaux de démantèlement de la tour devraient prendre environ un an. Une évaluation environnementale effectuée en vertu de la Loi canadienne sur l'évaluation environnementale est en cours et devrait être achevée en 2011.

7.5.5 Réacteur national de recherche expérimental (NRX)

Le réacteur NRX, le premier gros réacteur de recherche canadien, est entré en service en 1947 et a joué un rôle majeur dans la mise au point du réacteur CANDU. Il a beaucoup servi pour les essais de combustible et de matières, ainsi que pour la recherche en physique nucléaire à l'appui du programme d'énergie nucléaire canadien.

Le réacteur est un montage vertical de tubes permanents placés dans une calandre renfermant les assemblages de combustible. Il est modéré à l'eau lourde et refroidi à l'eau légère, et a une puissance nominale de 42 mégawatts. Après environ 250 000 heures de fonctionnement, le réacteur NRX a été mis à l'arrêt le 29 janvier 1992.

L'installation du réacteur NRX se divise en trois enveloppes de planification : le réacteur NRX, les bassins de stockage du combustible et les bâtiments auxiliaires. Le déclassement du réacteur NRX devrait comporter trois phases.

• la phase 1 consistera à mettre l'installation en état d'arrêt sûr durable en vue d'une période de stockage sous surveillance;
• la phase 2 est la période de stockage sous surveillance;
• la phase 3 permettra d'effectuer le démontage du réacteur au cours d'une série de travaux de déclassement, et on réalisera l'état final du site.

Le processus de déclassement a commencé avec la mise à l'arrêt permanent du réacteur NRX. Les opérations de mise à l'arrêt du réacteur NRX et des bâtiments auxiliaires sont déjà terminées. Les activités de la phase 1 en vue de l'établissement d'un état durable de stockage sous surveillance pour les bassins de stockage du combustible sont en cours.

Les bassins de combustible du NRX sont au nombre de deux : le bassin A et le bassin B. Le combustible a été retiré du bassin A à la fin des années 90 après la fermeture du réacteur, puis le nettoyage du bassin A a commencé. Une évaluation environnementale a été effectuée et avalisée par la CCSN en 2007. La Commission a ensuite approuvé deux séries de travaux de déclassement consistant à vidanger l'eau des bassins A et B et à démonter environ 30 mètres de la structure du bâtiment en bois surmontant les bassins, de façon à créer une cloison pare-feu entre les bassins et le réacteur NRX. De ce fait, le bassin A a été nettoyé et vidangé en 2007. Les travaux futurs comprendront la décontamination et l'enlèvement d'une section de 30 mètres du bâtiment, ce qui sera achevé en 2008.

Le bassin B consiste en un réseau de bassins plus petits remplis d'eau et de sable et eau qui était relié au bassin A au début des années 50. Des travaux ont été entrepris à la fin des années 50 pour isoler les bassins B du bassin A au moyen d'une série de murs séparateurs en béton. Certaines sections des bassins B ont été vidangées et remplies de sable, les sections restantes étant de nouveau remplies avec de l'eau. La vidange des bassins B commencera une fois que les travaux sur le bassin A seront achevés. Les leçons tirées du déclassement du bassin A seront intégrées à la planification des travaux sur les bassins B. L'approbation du déclassement est attendue dans le courant de 2009.

7.6 Projet de Cluff Lake

La mine de Cluff Lake, propriété d'AREVA qui l'exploitait, est entrée en production en 1981 et a fermé fin 2002, une fois les réserves de minerai épuisées. Plus de 62 millions de livres d'U3O8 ont été produites au cours des 22 années de vie du projet. Les installations sur le site comprennent l'usine de concentration et la zone de gestion des résidus (ZGR), quatre mines à ciel ouvert et deux mines souterraines, le camp des ouvriers et l'infrastructure du site. Cluff Lake a été la première des mines d'uranium du nord de la Saskatchewan à passer à l'étape du déclassement. Le permis de déclassement lui a été accordé par la CCSN en juillet 2004, ce qui a été suivi par cinq années d'évaluations environnementales, de consultations publiques et d'examens réglementaires et a marqué l'achèvement de la planification des travaux à effectuer pour remettre le site en état naturel. L'objectif est de ramener le site aussi exactement que possible à son état d'origine et ce d'une manière à protéger l'environnement et autoriser les usages traditionnels tels que la pêche, le piégeage et la chasse dans de bonnes conditions de sûreté.

Le personnel du site et des entreprises de sous-traitance ont entrepris des travaux de déclassement entre 2004 et 2006, la remise en végétation des parties restaurées s'étant poursuivie jusqu'en 2007. Un programme de surveillance poussée est en cours pour évaluer le rendement du site déclassé. Un petit nombre d'employés restent sur le site pour effectuer la surveillance et des travaux mineurs d'entretien des parties restaurées. En définitive, une fois que toutes les parties intéressées jugeront le rendement du site déclassé satisfaisant, on s'attend à ce qu'il soit transféré à la province de la Saskatchewan au moyen du cadre de contrôle institutionnel instauré par la Reclaimed Industrial Sites Act (voir la section H.10.3).

Nous décrivons ci-dessous les principales activités de déclassement.

7.6.1 Zone de l'usine

Le déclassement de l'usine a été réalisé en deux étapes, achevées en 2004 et 2005 respectivement. Le travail de démolition de l'usine a été à peu près similaire à celui d'autres installations industrielles de taille comparable, des mesures spéciales ayant été prises pour protéger les travailleurs contre la contamination résiduelle et les risques industriels et prévenir la dissémination de contaminants dans l'environnement. Il ne subsiste que deux entrepôts inactifs qui servent à l'entreposage et à la réparation d'équipements pendant la période de surveillance après fermeture. Les matériaux de rebut ont été évacués dans l'une des mines à ciel ouvert du site, en même temps que des volumes beaucoup plus importants de stériles. Après la démolition de l'usine, du till a été épandu sur tout l'ancien emplacement de l'usine pour servir de support de croissance à des plants d'essences indigènes et atteindre les niveaux radiologiques requis dans toute la zone.

Figures 7.2 (a) et (b) - (a) Vue du secteur de l'usine pendant l'exploitation, (b) vue de la zone après le déclassement mais avant la reprise de la végétation

7.6.2 Zone de gestion des résidus

La ZGR de Cluff Lake est un bassin de surface construit au moyen d'une série de barrages et de digues qui s'étend sur une superficie de quelque 70 hectares. Elle comprend une zone de confinement des matières solides, une zone de décantation des eaux et des installations de traitement de l'eau. Les résidus épaissis ont été pompés jusqu'à la zone de confinement des matières solides où se produisaient une consolidation et une décantation des matières liquides. L'eau de décantation, en même temps que des eaux résiduelles d'autres sources, était envoyée à une installation de traitement à deux étapes où se faisait la précipitation du radium 226. La ZGR est entourée de deux fossés de déviation qui détournent autour de la ZGR les eaux s'écoulant du bassin de drainage amont vers le plan d'eau aval.

Les activités de déclassement de la ZGR ont commencé par le recouvrement progressif des résidus par des tills dans le but de favoriser la consolidation. Une fois la consolidation terminée, la couverture a été nivelée afin d'assurer un drainage positif au moyen de tills disponibles localement, avec une épaisseur de couverture minimale d'un mètre, puis remise en végétation. Le nivellement et la couverture végétale facilitent l'écoulement des pluies et eaux de fonte, ainsi que l'évapotranspiration de l'humidité dans l'atmosphère, ce qui minimise l'infiltration nette dans les résidus. Une caractérisation poussée des résidus et de la géologie et de l'hydrogéologie du site a été effectuée afin d'acquérir des données fiables sur lesquelles fonder l'évaluation du rendement à long terme. L'un des objectifs du programme de surveillance ultérieur est de vérifier les principales hypothèses posées aux fins de l'évaluation du rendement à long terme.

Figures 7.3 (a) et (b) - La ZGR pendant l'exploitation et après le déclassement, mais avant la reprise de la végétation

7.6.1.1 Zone d'extraction

Les activités d'extraction touchaient quatre mines à ciel ouvert et deux mines souterraines. Une mine à ciel ouvert (mine D) et l'amas de stériles connexe ont été restaurés au milieu des années 1980. Les données sur la qualité de l'eau recueillies dans la mine inondée montrent que des travaux additionnels ne sont pas nécessaires et que les espèces végétales indigènes ont été rétablies sur l'amas de stériles.

Deux mines à ciel ouvert ont été utilisées pour l'évacuation des stériles pendant les activités d'extraction et une de ces mines a également été utilisée pour recevoir des déchets industriels pendant le déclassement. Ces déchets englobent les déblais de démolition de l'usine de concentration.

Voici les principales activités de déclassement :

• démantèlement et évacuation de toutes les structures de surface;
• scellement de toutes les ouvertures d'accès (rampes, puits de ventilation) aux deux mines souterraines pour permettre l'inondation naturelle des mines;
• déplacement des stériles pour terminer le remblayage d'une mine à ciel ouvert (mine Claude), puis nivelage et végétalisation de ces zones;
• retrait d'une portion des stériles, nivelage des stériles dans une autre mine à ciel ouvert (puits DJN), et inondation de cette mine et d'une mine contiguë (puits DJX) au niveau naturel dans le but de former un petit lac satisfaisant aux critères de qualité des eaux de surface;
• restauration de l'amas de stériles restants de la mine Claude par un talutage visant à assurer la stabilité à long terme, par le compactage de la surface, la constitution d'une couverture de till et la végétalisation;
• nivelage et végétalisation de toutes les zones perturbées.

On a procédé à une caractérisation exhaustive des stériles, des formations géologiques adjacentes et de l'hydrogéologie du site dans le but de recueillir des données fiables en vue de l'évaluation des rendements à long terme. L'un des objectifs du programme de surveillance postfermeture consiste à vérifier les principales hypothèses retenues aux fins de l'évaluation du rendement à long terme.

(a) - DJ en exploitation (b) - DJ Déclassé (c) - Puits « D », environ 20 ans après le déclassement

Figures 7.4 (a), (b) et (c) - L'une des zones d'extraction (DJ) pendant l'exploitation et après le déclassement, mais avant la restauration végétale

7.7 Usine d'eau lourde de Bruce

L'usine d'eau lourde de Bruce (UELB) était une installation nucléaire de catégorie 1B inscrite dans les limites du site nucléaire de Bruce, située à Tiverton (Ontario). Elle est entrée en service en 1973 et a continué à fournir de l'eau lourde jusqu'à la fermeture des dernières installations de production en 1998. Le déclassement de certains des plus anciens systèmes de production a commencé en 1993.

La démolition de l'UELB a été achevée en 2006. La seule activité encore en cours est la restauration du sol contaminé par les hydrocarbures des étangs d'effluents. Le sol contaminé a été retiré des étangs et placé dans des cellules de biorestauration au cours de l'été 2006. Ces dernières devraient être retirées du site en novembre 2008.

Figure 7.5 - Démolition du site de l'usine d'eau lourde de Bruce

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