ATOMIC ENERGY Ä E K L`ENERGIE ATOMIOUE OF CANADA

Transcription

AECL-8398
ATOMIC ENERGY
OF CANADA LIMITED
Ä E K
T^SfcJ
L'ENERGIE ATOMIOUE
DU CANADA,UMITEE
THE CANADIAN NUCLEAR FUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM
1984 ANNUAL REPORT
compiled by
D. B. McConnell
Whiteshell Nuclear Research
Etablissement de recherches
Establishment
nucléaires de Whiteshell
Pinawa, Manitoba ROE IAO
April 1986 avril
Copyright © Atomic Energy of Canada Limited, 1986
ATOMIC ENERGY OF CANADA LIMITED
1984 ANNUAL REPORT
Compiled fay
D.B. McConnell
Whiteshell Nuclear Research Establishment
Pinawa, Manitoba ROE 1L0
1986 April
RAPPORT ANNUEL 1984 SUR LE PROGRAMME CANADIEN
DE GESTION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE
compilé par
D.B. McConnell
RESUME
Le présent rapport est le sixième de la série des rapports annuels
sur le programme de recherche et de développement pour la gestion et
l'évacuation en toute sûreté des déchets de combustible nucléaire du Canada.
Il résume le progrès accompli en 1984 dans les secteurs d'activité suivants:
stockage et transport du combustible irradié, immobilisation des déchets de
combustible nucléaire, recherche géotechnique, recherche sur l'environnement
et évaluation quant à l'environnement et la sûreté.
L'Energie Atomique du Canada, Limitée
Établissement de recherches nucléaires de Whiteshell
1986 avril
Ce rapport existe en français
sous le numéro AECL-8398F.
AECL-8398
1984 ANNUAL REPORT
Compiled by
D.B. McConnell
ABSTRACT
This report is the sixth in the series of annual reports on the
research and development program for the safe management and disposal of
Canada's nuclear fuel waste.
following activities:
The report summarizes progress in 1984 for the
storage and transportation of used fuel, immobiliza-
tion of nuclear fuel waste, geotechnical research, environmental research,
and environmental and safety assessment.
Atomic Energy of Canada Limi. ed
1986 April
AECL-8398
CONTENTS
Page
1.
INTRODUCTION
1
2.
PROGRAM OBJECTIVES AND ORGANIZATION
1
3.
STORAGE AND TRANSPORTATION OF USED FUEL
3
3.1
3.2
3
3
3
4
6
3.3
3.4
4.
INTRODUCTION
•«•
USED-FUEL STORAGE
3.2.1
Wet Storage
3.2.2
Dry Storage
3.2.3
Extended Storage of Used Fuel
3.2.4
International Workshop on Irradiated
Fuel Storage
IRRADIATED FUEL MANAGEMENT DATA CENTRE
USED-FUEL TRANSPORTATION
3.4.1
Heat Dissipation
3.4.2
Containment
3.4.3
Response to Accidents
3»4.4
Cask Handling and Operation
3.4.5
Community Impact Studies on Transportation
of Used Fuel
3.4.6
Transportation Systems Assessment
FUEL WASTE IMMOBILIZATION
4.1
4.2
4.3
4.4
6
6
6
7
7
7
7
7
10
10
FUEL IMMOBILIZATION
10
4.1.1
Container Development and Materials Evaluation 10
4.1.2
Used-Fuel Characterization
14
WASTE IMMOBILIZATION
15
4.2.1
Introduction
15
4.2.2
Process and Equipment Development
16
4.2.3
Product Development
18
4.2.4
Conceptual Engineering Studies
21
VAULT CHEMISTRY
23
4.3.1
Introduction
23
4.3.2
Multicomponent Systems Tests
23
4.3.3
Alteration Reactions
23
4.3.4
Radionuclide Sorption and Diffusion Studies
23
4.3.5
Biogeochemistry of Buffer Clays
24
DISPOSAL VAULT SEALING
24
4.4.1
Buffer Development
25
4.4.2
Backfill Development
25
4.4.3
Grouting, Shaft and Drift Sealing Development
26
4.4.4
Vault Engineering Studies
26
4.4.5
URL Experiments
26
continued.•..
CONTENTS (continued)
Page
5.
GEOTECHNICAL PROJECTS
26
5.1
5.2
26
27
27
27
28
28
29
33
34
34
34
36
40
40
40
45
45
45
46
47
47
47
48
48
48
49
49
52
52
5.3
5.4
5.5
5.6
5.7
5.8
INTRODUCTION
GENERAL FIELD STUDIES AND METHODS DEVELOPMENT
5.2.1
Geology
5.2.2
Geophysics
5.2.3
Rock Properties and Geomechanics
5.2.4
Hydrogeology
5.2.5
Geochemistry
5.2.6
Alternative Host Media
5.2.7
Regional Seismicity
WHITESHELL RESEARCH AREA EVALUATION
5.3.1
General
5.3.2
URL Site Evaluation
5.3.3
WNRE Site Evaluation
EAST BULL LAKE RESEARCH AREA
5.4.1
Geology
5.4.2
Geophysics
5.4.3
Rock Properties and Geomechanics
5.4.4
Hydrogeology
ATIKOKAN RESEARCH AREA AND THE FLOW SYSTEM STUDY
5.5.1
Geology
5.5.2
Geophysics
5.5.3
Surface Hydrogeology
5.5.4
Shallow and Deep Subsurface Hydrogeology
5.5.5
Research Area Development
UNDERGROUND RESEARCH LABORATORY
5.6.1
Development of URL Facilities
5.6.2
Construction-Phase Experiments
ENGINEERING STUDIES OF DISPOSAL CONCEPTS
5.7.1
Scoping Studies
5.7.2
Concept Assessment Engineering Studies (CAES)
of a Nuclear Fuel Waste Disposal Centre and
Fuel Recycle Waste Immobilization Plant
5.7.3
Vault Monitoring
MATHEMATICAL MODEL DEVELOPMENT
5.8.1
Fracture Network Modeling
5.8.2
Geomechanical Response Modeling
5.8.3
Heat Transfer Modeling
5.8.4
Flow In a Network of Discrete Fractures
5.8.5
Continuum Models for Flow and Transport in
Fractured Porous Media
5.8-6
International Cooperative Projects
52
54
54
54
54
55
55
55
56
continued....
CONTENTS (concluded)
ENVIRONMENTAL RESEARCH
57
6.1
6.2
6.3
6.4
6.5
6.6
6.7
57
58
59
59
61
62
63
THE BIOSPHERE MODEL
GROUNDWATER TRANSPORT
GROUNDWATER DISCHARGE
SURFACE WATERS
SOIL AND PLANTS
THE ATMOSPHERE
FOOD CHAINS
ENVIRONMENTAL AND SAFETY ASSESSMENT
63
7.1
7.2
64
67
67
71
74
74
74
75
7.3
PRE-CLOSURE ASSESSMENT
POST-CLOSURE ASSESSMENT
7.2.1
SYVAC2 Development and Results
7.2.2
SYVAC3 Development
OTHER ASSESSMENT STUDIES
7.3.1
Subseabed Disposal
7.3.2
Studies of Individual Radionuclides
7.3.3
Sensitivity Analysis
8.
PUBLIC INTERACTION
75
9.
SUMMARY AND CONCLUSIONS
77
ACKNOWLEDGEMENTS
80
REFERENCES
80
APPENDIX A
APPENDIX B
CANADA-ONTARIO JOINT STATEMENT ON THE NUCLEAR
FUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM
THE FIFTH ANNUAL REPORT OF THE TECHNICAL ADVISORY
COMMITTEE ON THE NUCLEAR FUEL WASTE MANAGEMENT
PROGRAM, JULY, 1984
97
104
1.
INTRODUCTION
The Canadian Nuclear Fuel Waste Management Program was approved by
the governments of Canada and Ontario in 1981. The program grew out of an
agreement of cooperation made in 1978 (Government Statement 1978), and
covers a ten-year period of generic research and development. The objective
of the program is to develop and assess a method for the safe disposal of
the highly radioactive nuclear fuel waste from Canadian nuclear generating
stations (Rumraery and Rosinger 1984). The term "fuel waste" is taken to
mean both used fuel discharged from CANDU
reactors, and the radioactive
waste that rould result from recycling of the fuel, should this be implemented in the future.
In the program, methods of storing, transporting, immobilizing and
disposing of fuel waste are to be investigated, and a conceptual system that
includes all these functions is to be developed. Atomic Energy of Canada
Limited (AECL) is responsible for immobilization and disposal, while Ontario
Hydro is responsible for storage and transportation. The system is to be
assessed in terms of the risks it presents, and the impacts it could have on
communities near a disposal vault and on the natural environment. Finally,
the description and assessment are to be submitted for evaluation and
review. Details of the review and evaluation process are given in the text
of the 1981 Canada - Ontario joint statement (Government Statement 1981,
Appendix A ) .
The status of the Canadian Nuclear Fuel Waste Management Program
has been recorded in a series of annual reports (Boulton and Gibson 1979;
Boulton 1980; Dixon and Rosinger 1981; Rosinger and Dixon 1982; Dixon and
Rosinger 1984). This document, the sixth in the series, covers the period
from 1984 January 1 to December 31.
2.
PROGRAM OBJECTIVES AND ORGANIZATION
The basic objective of the Canadian Nuclear Fuel Waste Management
Program is to manage nuclear fuel wastes so that there will be no significant adverse effects on man or the environment at any time.
The aim of the program is to develop and assess, by 1991, a conceptual system for fuel waste disposal. The method proposed is emplacement
deep underground in stable plutonic rock. The system design will be based
on two principles: safety and responsibility. The safety principle involves reducing all risks to a negligible level. The responsibility principle implies that wastes generated now are to be managed without requiring
any action by future generations.
The Canadian program is organized under Working Parties, each of
which Is responsible for developing a component of the disposal concept.
These Working Parties and their objectives are shown in Figure 1. Contributions to various program components come from the major participants: Atomic
Energy of Canada Limited, Energy Mines and Resources Canada (EMR) and
Ontario Hydro, and also from contractors in the universities and the private
sector of industry.
- 2 -
CANADIAN NUCLEAR FUEL WASTE
MANAGEMENT PROGRAM
Objective:
To develop and Assess the Disposal Concept
Fuel Waste Immobilization Working Party
Objective: To develop a practical reference system for
immobilization and emplacement of used fuel and recycle
waste, and effective methods for vault, borehole and
shaft sealing.
Geotechnlcal Projects Working Party
Objective: To develop a reference disposal facility
design, establish methods for characterizing and selecting
potential disposal sites, and contribute to the development of mathematical models of vault and geosphere
performance.
Environmental Research Working Party
Objective: To establish methods to predict the movement
of radionuclides through the biosphere, and contribute
to the development of a biosphere model for use in the
disposal concept assessment.
Environmental Assessment Working Party
Objective: To assess the safety and environmental and
social impacts of the conceptual disposal system, based
on the information provided by the other Working Parties
and Ontario Hydro.
FIGURE 1:
Working Parties in the Canadian Nuclear Fuel Waste Management
Program
- 3 -
The federal government has approved an average annual funding of
about $29 million (1981$) over the period 1981-1990 for research on fuel
waste immobilization and disposal. Ontario Hydro provided technical assistance worth about $1 million in 1984, in support of this part of the program, as well as directing and funding the work on storage and transportation of fuel waste.
The results of the program take the form of scientific data, computer programs, working systems, and assessments. These are monitored continuously by scientific experts and members of the public through articles
in scientific publications and public documents.
Since 1979, a scientific review body, the Technical Advisory
Committee (TAC), has provided an independent technical evaluation of the
program on a continuing basis. Its members are nominated by professional
scientific societies in Canada. The TAC produces annually a public report
containing its opinions and recommendations on the program. A summary of
the most recent TAC report, (the 5th Annual Report), is given in Appendix B.
The concept of disposal In stable geological formations has
received wide support from the world's scientific and engineering communities. An analysis recently carried out in Sweden, for example, has recently
shown fuel waste disposal in granite to be feasible and safe (KBS 1983).
Canada has cooperative agreements with the United States of
America, the Commission of the European Communities, and Sweden. These
agreements provide for the exchange of data and other information on nuclear
waste management, and encourage cooperation in areas of mutual interest.
3.
3.1
STORAGE AND TRANSPORTATION OF USED FUEL
INTRODUCTION
The objectives of Ontario Hydro's programs in used fuel storage
and transportation are to provide a continuous capability to store used fuel
in an optimum manner, and to develop a commercial-scale transportation cask
for used fuel (Carter 1985). The next increment in storage capacity is
required by January 1994; the transportation cask is scheduled to be in the
commissioning phase by August 1987.
In order to minimize the future handling of used fuel, the possibility of storage, transportation and disposal in the same used-fuel container is being evaluated.
3.2
USED-FUEL STORAGE
3.2.1
Wet Storage
Conversion of Used-Fuel Baskets to Modules
The current used-fuel baskets in the Pickering Generating
Station A auxiliary storage bay are being replaced with higher-density storage containers called modules. The modules will provide about 50 percent
more fuel storage capacity per unit volume of storage space.
over is scheduled to take place throughout 1984 and 1985.
This change-
Additional Storage Requirements
Based on the most recent forecast of used-fuel production rates,
additional storage will be required at the Pickering and Bruce sites in the
mid-1990s. The projected in-service dates for the additional storage facilities are: Bruce A - 1994 January; Pickering A - 1995 December;
Pickering B - 1994 November. To meet the schedule requirements, a decision
on whether to build additional water pools or implement dry storage will be
made in mid-1987.
3.2.2
Dry Storage
A number of dry storage concepts including a dry vault, concrete
canisters, cast iron casks and integrated concrete casks are being evaluated
as alternatives to storage of used fuel in water pools at Ontario Hydro's
nuclear generating stations. The intention is to review the options in
depth during 1985 and select one for further development as the main alternative to pool storage.
Dry Vault and Concrete Canisters
A convection vault is a bulk storage option that relies on passive
convective air cooling to remove the heat generated by the fuel. Internationally, the experience over the past 12 years has been good at such
vaults.
The concrete canister concept also relies on passive convective
cooling but is more modular than the dry vault option, providing in enhanced
system flexibility. The development and demonstration of the concrete canister as a used-fuel storage system for Canada has largely been carried out
by AECL. Since the late 1970s a program has been underway to optimize the
design and make it suitable for Ontario Hydro's requirements.
Generic studies on the dry vault and concrete canisters have indicated their technical feasibility and cost effectiveness as alternatives to
water pools. The low costs for these storage concepts largely arise from
their modular design and the use of passive convective air cooling. Sitespecific studies are now being conducted to confirm these generic cost
results. The studies include technical and economic evaluation of various
systems required to transfer the used fuel from the water bays to the dry
storage facilities at the generating stations.
An Ontario Hydro draft report entitled "Concrete Canister Project:
Fuel Transfer System Interface" has been completed and issued for internal
review. The report describes two concepts for transferring used fuel from
the existing bays to the canisters without the need for a hot cell, and
evaluates their costs.
- 5 -
Integrated Concrete Cask Program
The first phase of a Research and Development (R&D) program at
Ontario Hydro, designed to assess the feasibility of integrating the storage, transportation and disposal functions using a single container, the
concrete cask, will be completed in 1985.
During the year, work proceeded in four main areas:
(a)
(b)
(c)
(d)
concrete.
concrete.
cement/concrete development;
fibre reinforcement;
thermal/drop/fire tests on half-scale cask models;
disposal vault thermal analysis.
A concrete mix based on silica fume was selected as the reference
Steel fibres were found to increase the impact resistance of the
Two half-scale cask models were designed. The model for the
drop/fire tests is complete and will be tested at Chalk River Nuclear
Laboratories (CRNL) in 1985. The other cask, which will be tested for
thermal properties, is near completion.
A series of thermal transient analyses were completed for the near
field of the disposal vault, based on disposal of fuel in concrete casks.
The results indicate that greater emplacement spacing is required compared
with the spacing of the reference disposal canisters.
Cast Iron Cask
A cast iron cask is also being studied as a dry storage option.
Preliminary assessment of the technical and economic feasibility of a cast
iron cask for management of used fuel concluded that cast iron has sufficient potential to warrant further investigation as a material for a transportation cask, a storage and transportation cask or a simple storage canister. Cast iron casks (100 t gross wt) have been built, tested, licensed and
used for such applications in West Germany. Cast iron is likely to have low
manufacturing costs, particularly when a large number of casks is required.
The shape and size of a used-fuel cask is suitable for fabrication by
casting.
Design criteria for the cask have been developed and the design
itself is near completion. An Ontario Hydro report on the concept was
issued in 1984 December (Nash 1984).
Long-Term Used-fuel Integrity in Dry Storage
Joint Ontario Hydro-AECL experiments on used-fuel Integrity have
been carried out since 1979 at WNRE (Remington et al. 1983). Most recently,
bundles from the Controlled Environment Experiment were retrieved after
storage in dry air at 150°C for 41 months. Visual examination indicated no
degradation of either intact or intentionally defected elements. These
bundles will be returned to the experiment, and retrieved (probably in 1986)
for further examination.
- 6 -
Bundles retrieved after storage for abour 24 months to 30 months,
in air saturated with moisture at 150°C, showed no significant degradation.
However, some staining and minor pitting corrosion were observed on three
elements from one bundleIn a program to study cracking of fuel cladding (co-funded by the
Electric Power Research Institute (EPRI)), no failures occurred in tests
with irradiated cladding under typical dry storage conditions. However,
cladding specimens tested under extreme conditions, with intentionally
induced cracks at yield stress levels, failed within 2 000 hours at 200°C,
apparently as a result of cracks propagating by delayed hydride cracking.
Future work will establish if delayed hydride cracking is likely to occur in
used fuel under the lower stresses and stress intensities expected in dry
storage.
3.2.3
Extended Storage of Used Fuel
Extended storage is being assessed as a used-fuel management
option. Several extended storage scenarios are possible, such as continued
storage of used fuel at reactor sites until the last unit at the site has
been decommissioned, and/or storage at a centralized storage site. This
extended storage evaluation, begun in 1984, includes a cost-benefit
analysis.
3.2.4
International Workshop on Irradiated Fuel Storage
Ontario Hydro and EPRI sponsored an International Workshop,
"Irradiated Fuel Storage - Operating Experience and Development Programs"
(Toronto, 1984 October 17 and 18). Attendees included representatives of
the major organizations involved in used fuel storage technology, as well as
representatives from ten other countries, the International Atomic Energy
Agency and several major European and U.S. utilities.
3.3
IRRADIATED FUEL MANAGEMENT DATA CENTRE
The objective of the Irradiated Fuel Management Data Centre is to
provide a computerized retrieval system for data required by Ontario Hydro
and Atomic Energy of Canada Limited for the safe, cost-effectivo management
of used fuel. The system has two independent sub-systems. Subsystem 1, for
used-fuel data, is now operational. Subsystem 2, for fuel research and
development data, has been developed as a pilot system, and will be modified
to become the production version, in accordance with user requirements.
3.4
USED-FUEL TRANSPORTATION
Ontario Hydro Is continuing its program to develop and acquire the
technology for large-scale transportation of used fuel from the generating
stations. The first step of this program is to design, license, and construct a cask for road transportation. The objective is to demonstrate that
used CANDU fuel can be transported on a commercial scale safely and economically, and to provide technical experience on a prototype prior to the
design of a full scale transportation system.
- 7 -
The second phase of the program, development of analytical techniques and concept selection, is now complete and detailed design and testing are underway. The cask concept is illustrated in Figures 2 and 3.
3.4.1
Heat Dissipation
The heat dissipation performance of the chosen design concept has
been investigated in a full-scale simulation. Test:, using 192 electrical
heaters to simulate fuel bundles, two fuel modules, and a rectangular pressure vessel have shown that the fuel temperature can be safely maintained
below 200°C for all routine operating conditions.
3.4.2
Containment
Source term experiments at CRNL show that the activity released
from the fuel in the event of clad rupture during both normal and accident
conditions of transport is small. Seal leak tests are currently underway at
Ontario Hydro on a number of elastomeric seal materials mounted in a simulated cask lid.
3.4.3
Response to Accidents
A three-dimensional, nonlinear, transient dynamic analysis has
been carried out on the rectangular cask geometry. The analysis shows that
the cask structure will meet regulatory impact requirements (9 m drop and
1 m punch). Scale model drop tests using different impact orientations will
be carried out in 1985. An order has been placed for manufacture of the
scale model for delivery in 1985.
Tests in support of the impact limiter design have shown that
impact limiter behaviour can be theoretically predicted and that the proposed design should adequately protect the cask lid.
3.4.4
Cask Handling and Operation
Decontamination tests on stainless steel surfaces after immersion
in the used-fuel storage bay at the Ralston Nuclear Power Demonstration are
complete. The results show that a polished surface can be decontaminated to
within regulatory limits using water spray. It is proposed to operate the
cask initially without protecting its outer (polished) surface whilst in the
fuel bay. If problems are experienced, the cask will be protected with an
outer sleeve.
It is estimated that turnaround loading time at a generating station will be 20 hours, and result in 33 mrem operator dose from each cask.
3.4.5
Community Impact Studies on Transportation of Used Fuel
As a first step in assessing public reaction to used-fuel shipments, four focus group studies have been conducted. The reaction of selected members of the public to a list of questions and statements indicates
that the public is not completely reassured by the use of the IAEA regulations as standards for cask design. This suggests that it would be beneficial to undertake a public information program, prior to proposing full-
- 8 -
IMPACT LIMITER
EVAC. OUTLET
LID SEAL
CASK
LIFTING
TRUNION
APPROXIMATE SIZE
HEIGHT: 2.1 m
LENGTH: 1.85 m
WIDTH: 1.5 m
FUEL MODULE
FIGURE 2:
CANDU U s e d - F u e l Road Cask
I
vO
I
FIGURE 3:
CANDU Used-Fuel Road Cask on Transporter
- 10 -
scale fleet transportation, to provide further evidence on the safety and
reliability of the transportation system and its components.
3.4.6
Transportation Systems Assessment
The third pre-closure assessment for the Nuclear Fuel Waste
Management Program will include consideration of the transportation of used
fuel from the generating stations or an interim storage location to a disposal centre. It will also address the transportation of immobilized fuel
recycle waste from a reprocessing/immobilization facility to a disposal
centre.
In 1984, road and rail data and assumptions for the assessment
were updated, and the conceptual details of a workable waterborne transport
system were completed. The material flow estimates for all three modes of
transportation will be based on computer codes developed at Ontario Hydro.
The "Matflow" and "Scuff" computer software will be used to project fuel
arisings, transportation system requirements (e.g., number of casks, number
of shipments, etc.). and costs. In 1984, these computer codes were used to
analyze the reference (road) transportation system. The analysis will be
performed for the rail and water systems in 1985.
4.
FUEL WASTE IMMOBILIZATION
Immobilization research and development is concerned with the
man-made components of the nuclear fuel waste disposal system. The research
Includes the characterization of used fuel and immobilized fuel recycle
waste, the development, assessment and modelling of durable containers for
used fuel and immobilized fuel recycle waste, and development of the backfill and sealing for a nuclear fuel waste disposal vault.
4.1
FUEL IMMOBILIZATION
Fuel immobilization studies involve the development of durable
containment for the disposal of intact used-fuel bundles, and the characterization of used fuel as a waste form (Truss 1985; McKay et al. 1985; Johnson
1985a). Studies are concentrated on cylindrical containers employing a
high-integrity corrosion-resistant metallic shell to isolate the fuel during
its high toxicity phase. Additional research on ceramic materials, which
could offer substantially longer isolation, is also being carried out.
4.1.1
Container Development and Materials Evaluation
4.1.1.1
Structural Performance
Container tests to simulate hydrostatic loads that could be
encountered in a backfilled and sealed vault (10.3 MPa pressure at temperatures up to 150°C) are conducted in a Hydrostatic Test Facility (HTF) at
WNRE. An extensive experimental program has led to the development of
waterproofing techniques for bondable strain gauges for use under hydrostatic test conditions (Hosaluk 1984; Hosaluk 1985).
- 11 -
Stressed-Shell Containers
The simplest container design, the "stressed shell" design, has a
shell of sufficient thickness to withstand the hydrostatic pressure in a
flooded vault. A detailed structural analysis of the stressed shell design
has shown that a container fabricated of ASTM Grade-2 titanium would begin
to buckle due to creep deformation after about 5 years under a pressure of
9.1 MPa at 100°C (Ko et al. 1986). Modeling studies are now being done to
assess the sensitivity of buckling time to changes in creep rate and container thickness.
Supported Shell Containers
"Supported shell" containers have an internal support that permits
the use of thinner shells. The support is provided by a cast metal matrix
or packed particulate material surrounding the fuel bundles, or by a structural support. A finite-element computer code has been used to model the
short-term deformation response of this container design. The predicted
response is in reasonable agreement with that measured during hydrostatic
testing of a half-scale 316L stainless steel container filled with lead
(Truss 1985; Truss et al. 1986). Casting defects, and the existence of an
air gap between the shell and the matrix, could be important in determining
the structural performance of a metal-matrix container in a disposal vault.
A half-scale lead-matrix container with a grade-2 titanium shell has also
been fabricated and hydrostatic testing has begun. The container has a
2.5 cm diameter simulated casting defect machined adjacent to the titanium
shell.
Hydrostatic testing of full-scale particulate-packed and structurally supported containers has been completed (Cooper and Tough 1984). When
fully packed, each container exhibited excellent resistance to external
loading, with only minor deformation. As expected, large local deformations
occurred when deliberate packing defects were introduced, e.g., by removing
a small volume (about 2L) of the glass bead particulate. However, the shell
boundary of both container designs remained unbreached (Teper 1984).
4.1.1.2
Container Fabrication and Inspection Development
In the area of container closure weld development, studies indicate that acceptable tungsten inert gas (TIG) welds in grade-2 titanium can
be obtained over a relatively wide range of argon shielding-gas purity (Maak
1984a).
Development work on copper electron beam welding has progressed
and reports have been issued on the first two phases of the work (Maak
1984b; Maak 1984c). A recently completed third phase has demonstrated that
2.5 cm-thick oxygen-free copper can be successfully electron-beam welded.
Work to evaluate titanium bonding by the resistance diffusion
method has also progressed (Maak 1984d), and high quality bonds have been
produced in assemblies simulating a container closure joint.
- 12 -
In the area of inspection development, an ultrasonic bond testing
method developed at CRNL for metal-matrix containers has been assessed by
applying the technique to castings using 316L stainless steel and grade-2
titanium as container materials and lead, zinc and aluminum-7 wt% silicon
alloy as matrix materials (Mathew and Krueger 1984). Results to date
suggest that the technique can be used to identify unbonded regions smaller
than the previously suggested minimum of 4 mm diameter (Mathew and Krueger
1986a; Schankula 1982).
Work to assess the applicability of the ultrasonic inspection
techniques for multipass TIG welds in candidate materials for fuel waste
containers has been completed, using longitudinal wave ultrasonic testing
(Moles and Imada 1984). Titanium alloys are readily inspected by ultrasonic
techniques, but more development work is required for inspecting welds in
copper and nickel-base alloys.
Based on the results of modelling of the metal matrix solidification process (Mathew et al. 1984a and 1984b; Mathew and Krueger 1986b), an
improved, water-cooled casting system has been designed and constructed.
Void-free lead castings with a significantly reduced solidification time
have been produced.
An evaluation of state-of-the-art remote handling, fabrication and
inspection requirements for fuel immobilization has begun, as has a similar
evaluation of techniques for leak inspection of fabricated containers.
Work is also progressing in the area of reliability analysis and
modelling, as part of the development of an appropriate formal methodology
to predict long-term container performance (Doubt 1984).
4.1.1.3
Corrosion Performance
The first phase of the program to investigate the crevice corrosion behaviour of ASTM grade-2 and grade-12 titanium is now essentially
complete (McKay and Mitton 1985; McKay 1984; Ikeda and McKay 1984).
The results to date have shown that grade—2 titanium is susceptible to the initiation of crevice corrosion under conditions that could occur
in a disposal vault. This initiation was found to be quite rapid, even at
temperatures around 100°C, in saline environments. However, there exists a
critical potential below which the propagation of crevice corrosion on
grade-2 titanium is inhibited. Under freely corroding conditions the corrosion potential gradually decreases to below the critical potential due to
depletion of the oxygen from the solution (Johnson 1985a). Low levels of
dissolved oxygen in deep groundwaters, the proposed use of redox buffers to
remove oxygen, and the very limited access of oxidants to the waste container (imposed by the dense clay-sand buffer material) should all favour
this situation. The generation of oxidizing species at the container surface by y-radiolysis could, however, offset these positive effects. In the
second phase of the experimental program, these factors will be investigated
In the Immobilized Fuel Test Facility.
A final report was received from the University of Saskatchewan
describing the work on nickel and molybdenum additions to titanium. The
- 13 -
report concluded that grade-12 titanium is much more resistant to localized
corrosion than grade-2 titanium (Postlethwaite and Scouler 1984), in agreement with studies at Whiteshell. It was also shown in 90-day exposure tests
at 95°C and 22-day experiments at 145°C that, in aerated 20 wt% NaCl, no obvious crevice corrosion occurred on Hastelloy C-276, a nickel-based alloy.
Significant corrosion was observed on grade-2 titanium under the same conditions.
Radiation Electrochemistry and Corrosion
Significant progress was made in developing electrochemical techniques to study the effect of Y~ r a <ü a t i° n o n corrosion processes at elevated
temperatures and pressures. Preliminary data on grade-2 titanium indicate
no major changes in the kinetics of either initiation or propagation of
crevice corrosion due to Y~radiation, at least over the relatively short
time scales and dose rates investigated.
Corrosion and leaching experiments have been in progress in the
C-10 concrete canister for about four years. Detailed metallographic
examination of copper and titanium vessels (each containing a used-fuel
element as a yradiation source) removed after the first shutdown is now
underway.
Commissioning of three passive concrete canisters in the Immobilized Fuel Test Facility has now been completed and the preparation of experiments to assess corrosion and leaching of candidate container materials
(including metal matrices) under simulated disposal conditions is in
progress.
A workshop was held in Ottawa in 1983 November to discuss the
long-term corrosion performance of nuclear fuel waste containers. The workshop was attended by corrosion scientists from Canada, the United States and
Sweden. The approach being adopted in the Canadian program was presented
and reviewed at the meeting. In general, it was felt that the task of predicting corrosion performance over extended timescales was difficult and
involved a great deal of uncertainty, particularly with regard to localized
corrosion phenomena. The proceedings of the workshop have been published
(Nuttall and McKay 1985).
4.1.1.4
Delayed Fracture
The first phase of a study to assess the potential for hydrogen
embrittlement of grades 2 and 12 titanium is now complete (Hardie 1985;
Hardie 1984). Evidence of embrittlement under dynamic-strain conditions was
only found in the grade-12 titanium and then only at temperatures greater
than about 100°C and potentials more negative than about -0.750 V at a standard hydrogen electrode (SHE).
4.1.1.5
Advanced Containment Systems
Ontario Hydro's program to evaluate the corrosion performance of
copper as a container material has continued with emphasis on the role of
the sulphide ion (King 1985). It was found that in bentonite-saline groundwater mixtures the presence of sulphide (10 ppm) caused pitting. This was
mo3t severe if the solutions were aerated.
- 14 -
The first phase of the leaching test program to evaluate the
potential of ceramics as long-term container materials has been completed
(Onofrei et al. 1985). Ceramic materials were screened and a short list
selected for detailed studies. The materials selected are shown in
Table 1.
The first five materials exhibited the highest resistance to
leaching in most of the tests. The data available in the literature indicate that the mechanical and physical properties of these materials are
adequate. Furthermore, the major raw materials are in abundance at relatively low prices. Techniques for fabricating large, dense, impervious
shapes are available for most of the materials selected; however, additional
development work would be needed for the fabrication of a full-size container.
TABLE 1
CERAMIC MATERIALS SELECTED FOR DETAILED STUDIES
A1 2 O 3 (99.8%)
ZrO2 (4% MgO - stabilized)
Cermet (70% A1 2 O 3 - 30 % TiC)
TiO 2 (98%)
Graphite (nuclear)
Porcelain (with high A1 2 O 3 content)
Concrete
In the area of coating technology, an evaluation program is underway to determine the ability of ceramic coatings to protect metallic containers against corrosion under the conditions that may prevail in a deep
geological disposal vault. The ceramic coatings being evaluated include two
grades of alumina, stabilized zirconia, and chromium oxide. Results to date
confirm that, in order to be effective, the ceramic coating must be free
from discontinuities, cracks and pores.
4.1.2
Used-Fuel Characterization
Used-fuel characterization research focuses principally on the
dissolution and leaching of used U0 2 fuel in groundwater. Another important
area is the documentation of the properties of used U 0 2 fuel that are relevant to its performance as a waste form. The importance of these and other
fuel properties, along with an outline of planned U0„ fuel dissolution and
leaching studies, is described in a recent program document (Johnson and
Crosthwaite 1984).
The rapid release, upon exposure of used fuel to water, of a small
fraction of the ^ 3 7 Cs and !29j inventory is an area that has continued to
receive considerable attention. Studies of this phenomenon (Johnson et al.
1986) suggest that the "instant release fraction" comprises a fuel-sheath
gap contribution (the gap inventory) and a contribution arising from release
- 15 -
of some of the stored inventory present at U 0 2 grain boundaries (the grain
boundary inventory). Both gap and grain boundary releases are now assumed
to contribute to the instant release fraction, and a probability distribution for this fraction has been defined for use in SYVAC (Johnson and Joling
1984). This distribution is based on an analysis of fuel power history data
provided by Ontario Hydro.
Fuel dissolution experiments at 25°C have continued, with particular emphasis on long-term static tests to investigate saturation effects and
their influence on fuel dissolution kinetics. Studies of actinide colloid
generation during fuel dissolution have also been completed.
Studies of the effects of gamma and alpha radiolysis on U 0 2 dissolution have been completed (Bailey et al. 1985; Johnson et al. 1984). Of
particular importance are measurements of radiolytic effects using electrochemical techniques. Experiments have now shown that, at an alpha dose rate
of about 50 times that from used fuel, an anodic potential shift of 100200 mV is observed for a UO2 electrode. At lower alpha dose rates, no
effect has yet been observed. Radiolysis-induced oxidation may still be
occurring, however, since the background oxygen contamination in the experiment may be high enough to preclude detection of the smaller anodic potential shift expected at low alpha dose rates. Work is continuing on the
effects of alpha radiolysis on U0 2 dissolution using electrochemistry and
X-ray photoelectron spectroscopy. Because the concentration of alpha emitters in used fuel remains high enough to cause significant radiolysis for
tens of thousands of years following disposal, considerable effort will be
devoted to work in this area in the future.
Work has continued on the mechanism of oxidative dissolution of
U0 2 in carbonate solutions. This study shows that the early stages of
oxidation, leading to the formation of a film of composition U0 2 ,33, are
unaffected by the presence of carbonate in solution (Shoesmith et al. 1986).
On the basis of this and previous work, a mechanism for oxidative dissolution of U0„ in both complexing and noncomplexing solutions has been
proposed.
4.2
WASTE IMMOBILIZATION
4.2.1
Introduction
The waste immobilization program has three major components:
process and equipment development, product development, and conceptual engineering studies. The purpose of the program is to develop processes, products, and management strategies for wastes that would arise if used CANDU
fuel were recycled. Immobilization technology is also required for wastes
arising from the production of radiopharmaceuticals in Canada. The participating organizations include Whiteshell Nuclear Research Establishment
(WNRE), CRNL, Ontario Hydro, and several universities and private
institutions.
Two small-scale separation facilities operated during the past
year: a medical isotope production cell at CRNL, and a shielded experimental facility built in WNRE's hot cells to acquire a basic understanding of
- 16 -
flowsheets and processes for recovering heavy elements from irradiated CANDU
fuel. The amine process, which extracts Pu from U fuel leaving a uraniumrich high-level liquid waste, is of particular interest.
Four categories of immobilized waste arising from fuel recycle
operations have been identified as candidates for disposal in deep geological formations. The candidate waste forms are the high-level waste product,
129
I and 1I+C hosts, and the Zircaloy fuel cladding.
4.2.2
Process and Equipment Development
Process and equipment development work has focused on evaporation,
calcination, vitrification, ion exchange, and off-gas treatment. The Waste
Immobilization Process Experiment (WIPE) came into operation this year.
WIPE is an integrated pilot facility to demonstrate the immobilization of
high-level liquid wastes on an engineering scale. Progress has been made in
all areas of the development work.
Horizontal and vertical wiped-film evaporators for preconcentrating liquid wastes have been found to provide good heat transfer and high
rates of evaporation.
The operation and performance of a fluidized-bed calciner has been
studied parametrically using feed solutions of thorium nitrate and simulated
waste (Sridhar 1984). A vertical rotospray calciner has been developed and
patented (Sridhar 1982). The reliability, performance and maintenance requirements have been assessed using a laboratory-scale prototype.
An in-can melting process (see Figure 4) has been developed at
CRNL to vitrify wastes arising from reprocessing experiments and 9^Mo production (Burrill 1984). Since the method leaves the container only partly
filled, a modified process involving a second container into which the molten glass can be poured is being investigated. Ceramic-lined electromelters
capable of higher operating temperatures have also been built for laboratory
and engineering experiments. An electroraelter designed to produce 10 kg/h
of sodium borosilicate glass has been constructed at WNRE as part of the
Waste Immobilization Process Experiment.
Studies have continued on a combined ion exchange-immobilization
process for decontaminating liquid streams. After decontamination of the
radioactive waste streams, the ion-exchange media are heat-treated to produce a durable glass-ceramic waste form. The process appears to be feasible
for neutral or alkaline solutions. In acid solutions, partial dissolution
of the ion-exchange media, increases in pH, and precipitation of actinides,
interfere with the process (Rae and Hayward 1986).
A corona-discharge technique has been developed for the removal of
radioiodine from air. The concept of a photochemical scrubber has also been
evaluated (Vikis 1984b) and a patent has been granted (Vikis 1984a). A
laser method for monitoring 1 2 9 l in nuclear waste immobilization and reprocessing off-gas streams is being developed. A krypton separation module
using an inorganic sorbent has been constructed at the University of New
Brunswick and is being tested. The process uses molecular sieve adsorbents
to separate krypton from air (Ruthven et al. 1984).
- 17 -
Gas
Feed
o
Melter
Disposal Can
FIGURE 4:
Schematic Diagram of the In-Can Melting Process Developed at CRNL
for 99 Mo Production Waste
- 18 -
The construction and commissioning of the WIPE facility is complete and the experimental phase is in progress. WIPE consists of a rotary
spray calciner, a Joule ceramic melter and an off-gas system. The calciner
(Figure 5) is a ten-fold scale-up of the laboratory prototype. The ceramic
electromelter (Figure 6) is designed to produce 10 kg/h of sodium borosilicate glass. The facilities will be used to evaluate the performance of the
integrated process and to optimize the operating parameters of the system.
4.2.3
Product Development
The product development work relates primarily to fabrication
parameters of waste forms and their chemical durability under disposal conditions. The following waste forms are being Investigated:
High-Level Waste Forms:
-
-
borosilicate glasses in the Na2O-B203-Si02 system
aluminosilicate glasses in the Na2O-Ca0-Al203-Si02 system
titanosilicate glass-ceramics in the Na2O-CaO-Al2O3-TiO2-SiO2
system
uranium-bearing glasses and glass-ceramics.
Iodine-129 Waste Forms:
-
basic metal iodides in the system PbO-PbI2-H2O
basic metal iodides in the system Bi 2 O 3 -BiI 3 -H 2 O
iodine-bearing silicate minerals such as iodosodalite,
NaltAl3Si3O12(I)
Carbon-14 Waste Forms:
basic metal carbonates in the system PbO-C02-H20
basic metal carbonates in the system B^C^-CC^-IÔ
viscosity-temperature relationships have been determined for glass
melts in the sodium borosilicate system from 900° to 1500°C (Tait et al.
1984). The viscosity behaviour has been related to structural bonding in
the melt. Dramatic reductions in melt viscosity of aluminosilicate mixtures
can be obtained by incorporating titania. The data are needed to determine
which compositions can be fabricated in a joule-heated electric melter.
Studies of sphene-based glass-ceramics and ceramics have focused
on melt properties, nucleation and crystallization, crystal growth, microstructure, partitioning, radiation damage, natural minerals, leachability,
and refractory corrosion. Considerable progress has been made In understanding material properties of the waste form, and more attention is now being
directed to the engineering requirements for fabrication on a larger scale.
Multicomponent experiments, to investigate the influence of gamma
radiation on the dissolution behavior of a variety of waste forms, are in
progress. The studies include the analysis of leachant solutions, wasteform surfaces and gaseous radiolysis products. Preliminary results Indicate
no serious enhancement of leaching of borosilicate and aluminosilicate
- 19 -
Access Port
Power Supply
Optical Pyrometer
Off Gas
Induction
Heater
Coil
Sintered
Stainless
Steel
Filters
Scraper Chain
Resistance Heater
Coil
Dried, Calcined
Granular Waste
FIGURE 5:
Rotary Spray Calciner
- 20 -
Startup Heaters
Off Gas Line
Feed Port
Stainless
Steel
Enclosure
Viewing Port
Cable to
Power
Supply
Trough
Heaters
Overflow
Heaters
Inconel
690
Electrode
Viewing
-Port
Monofrax
K-3
Drain
FIGURE 6:
Drain m
Heaters
*
Tilting
Hinge
WIPE Joule Melter (Sectional View)
- 21 -
glasses or titanosilicate glass-ceramic samples during 485-day tests at
100°C and a gamma dose rate of 400 R/h.
At the invitation of the Savannah River Laboratories, WNRE is
participating in a multinational burial test in the salt deposit at the WIPP
Site, Carlsbad, New Mexico. The in situ test involves the use of "pineapple
assemblies" of waste forms, buffer, and rock, to assess groundwater interactions and synergistic effects. Radiogenic heat is simulated by electric
heaters located within the central cavities of the assemblies. The Canadian
contribution involves the fabrication of specimens of aluminosilicate glass
and titanosilicate glass-ceramics with 5 wt% simulated waste, and surface
analysis of the retrieved specimens.
Measurements of solubility equilibria in aqueous solutions indicate that the phase assemblage Bi203+Bi507l is a promising waste form for
iodine (Taylor and Lopata 1985, 1986). The experimental conditions have now
been extended to temperatures above ambient, to equilibria involving anions
present in groundwaters (e.g., sulphate and chloride), and to gas/solid
equilibria. It is possible to use either solid/solution or solid/gas processes for the preparation of a bismuth oxyiodide waste form.
A leach-testing apparatus has been developed, which uses an external Ge(Li) semiconductor detector to monitor the release of gamma-ray emitters from the radioactive waste forms sealed in silica tubes. A prototype
has been used to measure the release of 1 3 7 Cs from a chip of Chalk River
nepheline syenite glass for the past nine months. Figure 7 shows the quantity of 1 3 7 Cs released as a function of time. The asymptotic limit, reached
in about 50 days, was also observed in previous experiments on inactive
specimens.
A simple physical model for the dissolution of a glass has been
proposed (Harvey 1984), based on the hypothesis that the dissolution process
is a consequence of the diffusion of water Into the glass. Equations have
been derived that describe dissolutLon in finite and infinite volumes of
water and in flowing water. Good agreement has been found between the model
predictions and data measured under the appropriate conditions. One prediction of the model Is that a borosillcate glass need not cease to dissolve in
water that is saturated by silica. This prediction is confirmed by experiment and could have important implications in release scenarios.
4.2.4
Conceptual Engineering Studies
Conceptual engineering studies of a waste immobilization plant and
underground vault are being carried out for the pre-closure and post-closure
assessments. The conceptual design of the immobilization plant is based on
a calcination-vitrification process to immobilize wastes arising from a fuel
recycling plant handling 1200 Mg/a of CANDU fuel. The immobilization
product is a borosilicate glass containing 6 to 8 weight % fission product
oxides.
The fission product loading and interim storage period is important In the thermal analysis and design of the underground vault, and will
be explored extensively in the study. Extended interim storage and higher
container temperatures would allow higher fission product loadings and/or
smaller container separations in the vault.
- 22 -
""T"
1.
(X102)
^.
TEST DURATION (DAYS)
FIGURE 7:
Release of 137 Cs from Nepheline Syenite Glass at 100°C Measured
in the Prototype Sealed Leach-Testing Apparatus
- 23 -
4.3
VAULT CHEMISTRY
4.3.1
Introduction
Vault chemistry studies encompass chemical processes that will
occur In a nuclear fuel waste disposal vault. They include multicomponent
systems tests, radionuclide sorption and diffusion studies, alteration reactions involving buffer and backfill materials and groundwater, and organicand biogeochemistry of buffer clays (Johnson 1985b).
4.3.2
Multicomponent Systems Tests
Considerable progress has been made during the past year in the
multicomponent systems tests, designed to study the interactions of radioactive waste forms (used fuel or waste glass) with buffer materials, groundwaters, container materials and host rock. The basic approach used in these
experiments, and the experimental facilities in the Immobilized Fuel Test
Facility, have been described (Heimann and Johnson 1984; Crosthwaite 1984).
The first fully active container has been loaded with experiments and is now
operating.
Several inactive raulticomponent systems tests, performed under
conditions identical to active experiments, have been completed (Heimann et
al. 1984). These tests, and other studies (Johnston and Miller 1984), have
shown that groundwaters approach low pH values (3-4) when in contact with
Pembina calcium bentonite, one of the candidate buffer clays. Such pH conditions could have deleterious effects on container and waste form performance. Because of this, the Pembina calcium bentonite is no longer under
consideration as a buffer material.
4.3.3
Alteration Reactions
The effect of pH on smectite stability in the temperature range
15O-275CC was investigated during the past year (Johnston and Miller 1984).
The results of these and other studies (Johnston and Miller 1985; Anderson
1983; Anderson 1985) suggest that the smectite-illite conversion will not
occur to a significant degree under the vault temperature conditions proposed in the Canadian program.
4.3.4
Radionuclide Sorption and Diffusion Studies
A variety of compounds, including PbO, PbS, Cu2O and Bi 2 S 3 , have
been studied to determine their effectiveness in adsorbing iodide in the
presence and absence of bentonite. The ability of these compounds to remove
iodide from solution is greatly reduced when bentonite Is present. The
PbO/I~/bentonite system has been studied in detail (Oscarson et al. 1985),
and it has been shown that, in the absence of bentonite, PbO and I~ react to
form 7PbO.PbI2«2H2O. When bentonite is present, this phase does not form.
Other compounds suitable for use as additives to retard iodine migration are
being investigated.
Research is also in progress on the effects of various factors,
such as ionic strength, pH, Eh, temperature, pressure, and solution-to-solid
ratio, on the interaction of radionuclides with smectitic and illitic clays.
- 24 -
A compilation of literature values of distribution coefficients for radionuclides with bentonite has been published (Oscarson et al. 1984b).
Studies of radionuclide diffusion in clay/sand mixtures are being
performed at WNRE, and at the University of Waterloo. At the University of
Waterloo, diffusion coefficients of 85 Sr, 36 C1 and 3 H were determined for
various bentonite/sand mixtures under various density conditions. A comparison of the experimentally determined diffusion coefficients for Sr2*" with
the theoretical values using the simple KJ model has been made. Good agreement was found for low buffer densities. Work is underway to investigate
the applicability of the simple K^ model for plutonium and americium under
high density conditions.
Because the chemistry of the Fe(II)/Fe(III) system is likely to
have a strong influence on the redox chemistry in the vault, efforts have
been made to determine the Fe(II)/Fe(III) levels in candidate buffer clays,
and to determine if a redox-controlling additive in the buffer material will
be necessary. In addition, the levels of metallic iron in candidate clays
have been determined, because of concern that localized pitting corrosion
and hydriding of titanium might be initiated by contact with metallic iron
particles present in the buffer. The origin of this metallic iron, present
at a concentration of only a few mg/kg of clay, is unknown (Oscarson et al.
1984a).
4.3.5
Biogeochemistry of Buffer Clays
The transport of some radionuclides in groundwater is known to be
influenced by microorganisms and by organic complexation under certain conditions (Champ et al. 1982; Killey et al. 1984). This is important since
organic matter is present in the buffer (about 0.2 wt% in Na-bentonite) and
backfill clays (about 0.6 wt% in Agassiz Lake Clay), and additional organic
contamination is likely during vault operations.
The possible effects of microorganisms on radionuclide mobilities
in groundwater have been reviewed (Mayfield and Barker 1982; Loewen and
Flett 1984). Studies at the University of Waterloo have confirmed the presence of microbiological activity in reference buffer clays- The effect of
biological activity on radionuclide behaviour in buffer and backfill materials is to be investigated (Champ 1984).
4.4
DISPOSAL VAULT SEALING
Research in this area includes the development of the buffer material that will surround the waste containers, and other barriers that will
close the man-made openings to the surface, i.e., backfill, borehole and
shaft seals, and grouts (Bird and Cameron 1982; Lopez et al. 1984). Several experimental and theoretical studies (Lopez 1985) have been completed.
A computer code, TIRMS, was developed to calculate radionuclide concentrations in backfilled tunnels resulting from multiple-point sources, as a
function of distance and time. The code takes into account both diffusive
and convective transport, and improves the accuracy of the predictions of
radionuclide movement in a disposal vault.
- 25 -
4.4.1
Buffer Development
Characterization of the physical properties of candidate buffer
materials has continued. A compaction study was completed (Dixon et al.
1984; Dixon et al. 1986) which showed that the effective clay density in a
clay-sand mixture (that is, the ratio of the mass of clay to the volume of
clay and voids in the mixture) remains nearly constant for clay contents
over 50 weight percent. Effective density is one of the main factors that
determines the effective porosity, and hence the hydraulic conductivity and
ionic diffusion properties of the material (Dixon et al. 1984; Cheung et al.
1984).
Swelling pressure has also been shown to depend on the effective
clay density for one clay-sand mixture (Gray et al. 1985). There appears to
be an effective density threshold above which the swelling pressure exerted
by the clay is no longer isotropic, with the axial pressure exceeding the
radial value.
Hydraulic conductivities of two candidate materials were measured,
and showed that sodium bentonite clay-sand mixtures have lower conductivities (1CT 11 to 10~ 1 3 m.s" 1 ) than illite clay-sand mixtures (10~9 to
10~ 1 2 m.s-1) (Radhakrishna and Chan 1985). A model was developed to
describe the factors (structure, density, water chemistry and hydraulic
gradient) that determine the effective porosity of these mixtures. It was
predicted that water chemistry would not significantly affect their porosity
for the density values proposed for the buffer (Cheung et al. 1986).
Mechanical changes can profoundly influence the effectiveness of
the buffer as a thermal conductor and protective blanket around the waste
container. Experimental studies have shown that shrinkage, long-term creep,
drying and rewetting of the material, and the removal of buffer material by
groundwater, are unlikely to reduce the effectiveness of the buffer
(Selvaduri 1984; Mc.Gill 1984a; Selvaduri et al. 1985).
4.4.2
Backfill Development
Characterization of backfill formulations has progressed well over
the past year, (McGill 1983; McGill 1984b) and measurements of density,
swelling pressure, shrinkage and hydraulic conductivity were completed.
The highest densities were achieved in natural clay-aggregate
mixtures with 15% to 25% clay content and about 20 mm maximum aggregate
size. Swelling and free swell tests on this type of material showed lateral
pressures up to 60 kPa and small volumetric increases. Shrinkage of such
materials on drying was small, and the cracks that formed were sealed again
by swelling upon rewetting. The hydraulic conductivity was found to
decrease with clay content up to about 10% clay, beyond which the conductivity approached a constant value. Bonding between the clay and aggregate
was found to be good, with very little release of clay particles to surrounding water.
- 26 -
4.4.3
Grouting, Shaft, and
Drift Sealing Development
Two studies have been completed this year; the first was a review
of systems and materials for sealing underground vaults, the second a review
of the short-term (post-construction) state of stress in backfilled shafts
(Mortazavi and Kenney 1984, 1986). It was found that materials for sealing
and backfilling can be formulated to satisfy any likely specifications on
fluid and ion transport through the barriers.
An evaluation of cement-based grouts for use in the Underground
Research Laboratory was also completed (Hooton 1984). Of the grouts evaluated, class G oil-well cement exhibited high strength, low permeability, and
had the least effect on the surrounding groundwater.
A review of state-of-the-art borehole sealing technology (Seymour
1986) has recently been completed. The review describes specifications for
the hydraulic conductivity, stability and emplacement methods for borehole
seals near a vault.
Ontario Hydro is currently conducting an experimental program to
measure the permeability and bonding characteristics of cement-based borehole seals.
4.4.4
Vault Engineering Studies
A study of buffer and backfilling systems has dealt with the
acquisition, transportation, preparation, handling and emplacement of buffer
and backfill (Wardrop et al. 1985). Sources of candidate materials were
identified, and costs estimated for purchase and transportation. Conceptual
designs and costs were developed for the preparation, handling, and emplacement of buffer and backfill. Costs for the disposal system were updated,
using the buffer and backfill data from this study and previously developed
costs for other components of the system.
4.4.5
URL Experiments
Experiments planned for the URL will test buffer emplacement
methods and the performance of all barriers, i.e., buffer, backfill, shaft
seals, grouts, and borehole seals. Conceptual designs for most of the proposed experiments have been completed, and specifications are being prepared
for the materials to be used and for installation of the experiments (Lopez
1985).
5.
5.1
GEOTECHNICAL PROJECTS
INTRODUCTION
The purpose of the geoscience research is to evaluate the potential of plutouic rock as a host medium for the disposal of nuclear fuel
waste.
- 27 -
The broad classification of plutonic rock includes all rocks that
crystallized from the molten state deep within the earth's crust. Large
individual intrusives, known as plutons, have been the main focus of the
research, because these bodies tend to be of relatively high uniformity and
integrity. By far the greatest number of these iatrusives fall within the
mineralogical spectrum that ranges from granites, which are relatively high
in quartz, to gabbros, which are relatively enriched in minerals containing
manganese and iron. Therefore, it was decided to investigate both types of
pluton. Exploration has not been confined to plutons, but includes the
metamorphosed plutonic rock in which they are embedded.
Alternative disposal media and concepts are being monitored largely through reviews of research programs of other ccmtries. In addition, a
survey was performed of the occurrence and characteristics of salt formations in Canada, and the Atlantic Geoscience Centre of the Geological Survey
of Canada participates actively in the Seabed Working Group of the Nuclear
Energy Agency/Organization of Economic Cooperation and Development
(NEA/OECD). The Group is studying disposal in deep sediments of the abyssal
plains of the western Atlantic Ocean.
During this generic research phase of the Nuclear Fuel Waste
Management Program, the specific objectives of the Geoscience Research Program are to develop and document the geotechnical aspects of (i) a generic
assessment of the disposal concept, whereby research results are incorporated into an overall assessment of the disposal system, taking into account
the range of conditions likely to be encountered at a future vault site;
(ii) site screening methodology, which will identify, within the large
number of potential sites, those that are most suitable for geotechnical
evaluation; and (iii) site evaluation methodology, which will allow detailed
comparison of promising sites and development of information required for
licensing.
5.2
GENERAL FIELD STUDIES AND METHODS DEVELOPMENT
Studies at specific research areas are supplemented by general
reconnaissance studies, which do not involve deep drilling and are carried
out in many areas of the Canadian Shield. In addition, research is carried
out to improve or develop equipment and methods.
5.2.1
Geology
A study of lineaments visible on satellite images of the Ontario
portion of the Canadian Shield was conducted during the year, and a review
was begun of plutons in the subprovinces of the Superior Structural Province
of the Canadian Shield in Ontario.
5.2.2
Geophysics
A borehole geophysical logging system was acquired for geophysical
characterization of research areas. This is an important acquisition, as
the major drilling programs associated with the Flow System Study
(Section 5.5) will require year-round availability of borehole logging
equipment both for routine logging and for logging to meet specific experimental objectives.
- 28 -
The cross-hole seismic logging system developed for the Nuclear
Fuel Waste Management Program was modified to improve its capabilities.
Although some difficulties were encountered with a few components of the
system, good results were obtained between boreholes more than 400 m apart.
5.2.3
Rock. Properties and Geomechanics
A model has been developed which relates stress relaxation to
microfracturing in rock via linear elastic fracture mechanics. Stresses are
considered to develop across crystal boundaries due to the temperature
changes expected from the disposal of nuclear fuel waste. Calculations have
been made to evaluate the effects of variables such as the scale of rock
microstructure and the thermal expansion coefficients of mineral grains in
the rock. Calculations are being made to evaluate the effects of saturation
of the rock, and to investigate the potential for crack growth as a function
of time after disposal and distance from the disposal vault.
A new method has been developed for the analysis of pressure-time
(P-T) curves obtained from hydrofracture tests in boreholes for in situ
stress determinations. The advantage of the method is that it appears to
reduce the subjectivity inherent in other P-T interpretive techniques. Data
from hydrofracture tests conducted at the URL will be interpreted by the new
method to assess its applications.
5.2.4
Hydrogeology
Five groundwater tracer experiments were conducted in fracture
zones 1, 3 and 4 at the CRNL groundwater flow study site. The experiments
were carried out by the injection-withdrawal technique, where the withdrawal
water was recirculated into the injection borehole. Bromine-82 and
Rhodamine WT were used as nonreactive tracers.
Results showed a range of dispersivities from 0.5 m for fracture
zone 1 to 3.0 m for fracture zone 3. Equivalent single fracture apertures
estimated from the results of the tracer experiments compare poorly with
those obtained from hydraulic injection and interference tests.
The results of two injection-withdrawal tracer experiments were
analyzed with a newly developed model. The model accounts for the geometry
of the injection-withdrawal flow field either analytically or numerically
and solves for hydrodynamlc dispersion analytically. An estimate of dispersivity of 1.4 m for a single fracture was obtained from the model.
Continuum and discrete-stochastic fracture flow modeling in fractured rock has continued as part of the hydrogeological investigations at
the CRNL groundwater flow study site. In discrete-stochastic fracture (SDF)
flow modeling, distributions of fracture aperture and geometry are used in
conjunction with Monte Carlo simulations of discrete fracture networks to
stochastically describe fluid flow and velocity properties of fractured
rock. Results of the field and modeling investigations demonstrate that
large structural discontinuities require discrete characterization in the
study of groundwater flow in fractured rock. For the rock blocks defined by
large structural discontinuities, a fracture orientation-aperture model,
based on work by Snow (1969), provides a reasonable estimate of permeability
above 30 m depth but overestimates permeability below 30 m depth.
- 29 -
A study is underway to evaluate the consistency of the chemical
characteristics of deep saline groundwater samples collected from the
Canadian Shield with the various origins that have been proposed for them.
A computer code for calculations of mineral equilibrium in brines has been
selected, and analysis of the available data has begun.
5.2.5
Geochemistry
The objective of the geochemistry and applied chemistry research
is to quantify the chemical and physical interactions that occur between
radionuclides and the geological materials lining waterbearing fractures in
plutonic rock. This information is essential for assessing the geosphere as
a barrier to radionuclide migration. The interactions between dissolved
radionuclides and geological materials are a function of the groundwater
composition, the nature of the radionuclide, and the physical, chemical, and
mineraloglcal properties of the geological material. These variables are
themselves interrelated; for example, the presence of thermally warm wastes,
introduced in a homogeneous rock mass, may create mass transport of rockforming constituents and affect both the .mineral and groundwater composition, which in turn will influence radionuclide sorption. In addition,
geochemical processes are often slow on a laboratory time scale, and kinetic
effects become important in extrapolating experimental results to long time
periods.
Two general approaches are used to understand these processes and
interactions. The first uses information from laboratory and field experiments and basic chemical principles to extrapolate radionuclide behaviour in
the geosphere to long time periods. The second studies the result of geological processes that have been in progress for long periods of time.
Water-Rock Interactions; The emplacement of nuclear waste, buffer and backfill material in an intrusive granitic or gabbroic rock mass may have a
profound impact on the groundwater composition and on the mineralogical
composition and physical characteristics of the rock immediately adjacent to
the vault.
Development and adaptation of the chemical equilibrium code
PHREEQE into an interactive code PHREEQI have been completed and documented
(Garisto and Taylor 1986a and 1986b). This code is used to calculate
groundwater compositions in equilibrium with geological materials. The
internally consistent set of thermodynamic data for the minerals In the
system Na2O-K2O-CaO-MgO-FeO-Fe2O3-Al2O3-SiO2-TiO2-H2O-CO2 established by
Greenwood and co-workers at the University of British Columbia, will be a
valuable addition to these equilibrium codes. It is recognized that geochemical reactions at temperatures below 150°C proceed very slowly, especially near equilibrium. Thus, thermodynamic calculations may not reflect
the actual situation near a vault during the geologically short times considered in the environmental assessment studies. Additional information on
the kinetics of geochemical processes is required. A literature study on
the kinetics of mineral dissolution has been completed (Fleer and Johnston
1985 and 1986). A study of the dissolution of kaolinite as a function of
pH, ionic strength, and temperature has begun, to provide information on the
kinetic rate law and activation energy of dissolution, and on the mechanism
of dissolution. Results to date indicate that kaolinite dissolution obeys a
linear rate law and is strongly dependent on solution pH.
- 30 -
Rare earth phosphates are highly insoluble and act as powerful
scavengers for actinides. Solubility and dissolution kinetic studies on
lanthanide phosphates at 25°C and 100°C are continuing at the University of
Western Ontario, and a self-consistent thermodynamic data base is being
developed for this group of elements. The concentrations of 49 minor and
trace elements in sedimentary phosphorites and in high-temperature phosphates have been measuredWork is continuing on the characterization of rock matrix pore
space by porosity and diffusion measurements. A precise technique to measure connected pore volume has been developed, and it is now being applied
to rock samples taken from a highly altered halo around a water-bearing
fracture to determine the effect of long-term alteration processes on rock
porosity. Results indicated an increase in the porosity of the alteration
zones by about a factor of two. Diffusion studies on granite rock samples
using iodide ions are continuing. The experimental techniques used have
been improved and the analysis of the solution has been automated, leading
to an increase in efficiency. The published literature on matrix diffusion
in transport modeling is being assessed, and recommendations are being made
to include matrix diffusion in future assessment models.
Waste-Rock Interactions: Reactions between dissolved radionuclides and the
rock mass surrounding a disposal vault result in their removal from solution, thus impeding their transport by flowing water towards the biosphere.
Traditionally the interaction between a dissolved radionuclide and
a sorbing surface quantitatively is expressed by the sorption coefficients,
k a or k^, defined as the ratio of sorbed radionuclide concentration, S, (in
mol/g or mol/cm2) to solution concentration, C. The assumption is made in
contaminant transport calculations that k a or k, is constant (i.e.,
S/C = constant), indicating equilibrium conditions. More sophisticated
transport codes have provisions for non-constant sorption coefficients. The
simplest of these expresses k or k, as a function of radionuclide concentration, which is the same as expressing the sorbed concentration as a function of radionuclide concentration in solution, S = f(C). Sorption of ^"Co,
137
Cs and 90 Sr has been studied as a function of radionuclide concentration,
and the results have been fitted to Freundlich, Langmuir, or DubininRaduskevich isotherms. Increased attention Is being given to expressing
sorption coefficients as functions of various independent parameters, such
as Eh, pH, and total ionic strength of solution. This results in a greatly
increased demand for experimental data, some of which can be supplied by
existing data banks, such as the International Sorption Information
Retrieval System (ISIRS), developed by the OECD/NEA.
The sorptive capacity of a rock matrix for 1 3 7 Cs is being determined by forcing a 137Cs-containing groundwater through intact rock in a
high-pressure radionuclide migration apparatus.
Chemical stripping techniques are being used to determine the
minerals responsible for sorption: selected chemical solutions are used to
desorb radionuclides or to dissolve specific minerals, releasing the sorbed
radionuclides. Iron oxides and oxyhydroxides appear to play a major role In
the sorption of radionuclides (Walton et al. 1985b; Ticknor et al. 1984).
- 31 -
Iron oxides have also been shown to be effective in removing technetium from solution. Fourier Transform Infrared (FTIR) and Diffuse Reflectance Infrared Fourier Transform (DRIFT) spectroscopy indicate the formation
of chemical bonds with magnetite and hematite under reducing conditions.
Thus, it appears that technetium, which has long been considered to be a
non-sorbing radionuclide, may be retained adequately by the geosphere. Dynamic sorption experiments, in which the redox potential is adjusted with
potentiometers, are being developed to study the kinetics of technetium
sorption on iron-containing minerals.
Fracture flow and simulated fracture flow studies have shown that,
at the low flow rates needed to provide realistic residence times for the
contaminant in the fractures, considerable dispersion of the contaminant
occurs, to the point where little meaningful information can be obtained
from its elution profile (Vandergraaf 1984). Hence, it is important to
determine contaminant distributions on fracture surfaces at the end of an
experiment. This requirement, together with the need to provide longer
fracture pathways, has led to the design of a Large Block Radionuclide
Migration Facility (LBRMF). This facility will allow the study of radionuclide migration through fractures over a distance of up to one metre. The
facility will be able to handle up to six simultaneous experiments and will
act as a link between laboratory studies and field experiments.
A geothermal loop, containing a thermally siphoned solution operating between 20° and 60°C in a granite block, has been dismantled after
running for one year and the resulting solution is being analyzed. For a
number of radionuclides, sorption appears to be a function of the temperature and redox potential of the groundwater, and may be related to the iron
chemistry of the system.
Laboratory sorption experiments are being interpreted using sorption models that incorporate non-linear isotherms. Interpretation of the
results from mixing-cell sorption/desorption experiments has involved the
use of reversible kinetic rate laws and multiple-site sorption mechanisms
(Walton et al. 1984, 1985). The effects on geosphere modeling of using
linear and nonlinear sorption isotherms, sorption by reversible first-order
reactions, multiple-site sorption mechanisms, and precipitation-dissolution
have been studied and documented (Melnyk 1986). Development of sorption
models based on statistical-mechanical principles and the incorporation of
complex sorption models Into numerical solution methods for fracture flow
equations have been carried out at the University of Toronto.
Analysis of Geological Events: Since the Information from laboratory studies is unlikely to be sufficient to allow extrapolation over six to ten
orders of magnitude An time, additional information must be supplied from
field observations. The analysis of the geological record that exists in
and along water-bearing fractures in crystalline rock formations provides
information that can be used in predicting radionuclide behaviour in the
rock formation surrounding a nuclear fuel waste disposal vault. Examination
of geological analogs to a disposal vault, such as naturally occurring uranium deposits, can be used in assessing the behaviour of actinide decay products in the geosphere. The studies include the quantitative analyses of
trace elements that can be used as natural analogs of fission products and
actinides, and the determination of isotope ratios of members in the actinide decay series.
- 32 -
Geochemical and mineralogical investigations of the Lac du Bonnet
batholith have shown that matrix diffusion at ambient temperatures is restricted to 3 to 4 cm from the fracture surface into the rock fabric. Fractures open to nonsaline groundwater contain a simple assemblage of alteration products consisting of illite, kaolinite, chlorite, iron oxyhydroxides,
and calcite. Similar investigations of saline water-bearing fractures are
in progress.
Uranium series disequilibrium techniques are being applied to the
investigation of natural radiomiclide migration in plutonic rock. The movement of these naturally occurring radionuclides can be considered as analagous to potential actinide migration from a disposal vault, as a marker to
estimate geochemical conditions over long periods of time, and as an indicator of long-term mass transport rates within a pluton (Schwarcz et al.
1982). Disequilibrium techniques have been applied to the Lac du Bonnet
batholith (Gascoyne 1984), the Eye-Dashwa lakes pluton (Gascoyne 1982), and
the East Bull Lake pluton. Results from the Lac du Bonnet bftholith have
shown (Gascoyne 1982) that the grey and pink granites contain 2 2 6 Ra, 2 3 0 Th,
23I+
U and 2 3 8 U in secular equilibrium, but that the alteration halos around
water-bearing fractures had been enriched in uranium over 10 years ago.
These halos have lost 23l*U, probably by recoil during the aecay process, and
2
U and 22 °Ra, by dissolution processes, with a corresponding increase in
234
U in the groundwater.
Uranium deposits in the Athabasca sandstone in northern
Saskatchewan are being studied as natural analogs to a nuclear fuel waste
disposal vault (Cramer 1984). The Waterbury lake deposit appears to be best
suited for analog studies since it is located under more than 400 m of sandstone and has a simple and well-defined geometry.
There is increased interest internationally in natural analogs,
both in uranium deposits as analogs to nuclear fuel waste disposal vaults,
and in the distribution of trace elements in weathering zones as analogs to
individual fission products and actinides (Kamineni 1984; Kamineni and
Bonardi 1983). A workshop was held in 1984 October, to discuss the state of
the art and to define future strategies (SKFB 1985).
Underlying Chemistry Research: The objective of the underlying chemistry
research is to provide fundamental chemistry support to the nuclear fuel
waste disposal program. Ongoing studies include the redox chemistry of
technetium, thermodynamic studies of actinides and fission products, hydrothermal alteration of minerals, waste-rock interactions, and the colloid
chemistry of uranium.
The redox chemistry of technetium was studied using spectroelectrochemical methods. Studies over a range of pH and HCO7/CO^ concentration?
showed that a Tc(IV) carbonate complex would be the most important of the
technetium species in groundwaters (Paquette and Lawrence 1985). The latter
complex is negatively charged; however, it was shown that Fe(lII) oxyhydroxides rapidly remove this complex from solution (Walton et al. 1985a).
The solubility of amorphous TCO2.2H2O in various aqueous media was also
studied. TcO2-2H2O has a typical amphoteric behaviour in noncomplexing
media, with a solubility minimum of 10~ 8 mol.dm"3 at about pH = 8. This
- 33 solubility minimum is raised to 10~ 5 mol.dm"3 in 0.05 mol.dm"3 phosphate and
carbonate solutions.
Thermodynamic data for neptunium were critically evaluated and a
CODATA consistent database was assembled (Lemire 1984), to complement those
done previously for uranium and plutonium (Lemire and Tremaine 1984;
Paquette and Lemire 1980). A study of carbonate complexation of uranium, as
a function of temperature, is nearly complete and studies of Np(V) hydrolysis and complexation have commenced. Heat-capacity data for a number of
fission product and groundwater electrolytes were obtained as a function of
temperature (Saluja 1985). These data will be used to derive thermodynamic
quantities that are necessary for determining dissolution of actinides and
fission products in groundwaters. In the case of uranium oxide dissolution,
an explicit mathematical formula for the calculation of U 0 2 solubility was
also derived, using currently available therraodynamic data (Garisto and
Garisto 1984). This formula can be used to calculate UO« solubility as a
function of temperature, pH, oxidation potential, and groundwater anion
concentrations.
Hydrothermal alteration of various non-feldspar aluminosilicate
minerals in granite groundwater and in saline solutions was studied at
200°C. The major alteration product was montmorillonite clay formed via a
mineral-dissolution/clay-precipitation mechanism. A reaction path chemical
equilibrium code was also developed for the study of mineral dissolution and
alteration product formation (Garisto and Garisto 1984). This code was
shown to predict successfully the alteration products of microcline dissolution at various temperatures and pH conditions.
Studies of the interaction of the pertechnetate ion with magnetite
and hematite, under anaerobic conditions, showed that the pertechnetate ion
is reduced on the magnetite surface to a sparingly soluble Tc02-2H20 compound. TcO^ was shown to sorb chemically on hematite to a small extent
(< 1%), forming bridged monodentate and bidentate complexes with the hydrous
oxide surface.
Formation of uranium(IV) oxide colloids and adsorption of uranium(VI) ions on hematite and clay colloids are being studied to determine the
possible role of colloidal transport of actinides and fission products from
a nuclear waste vault. UO2 dissolution and reprecipitation can lead to
colloid formation. The concentration and size of these colloids varies with
pH and HCOT concentration. Naturally occurring colloids of hematite and
clay can adsorb actinides and fission products forming "pseudocolloids".
The adsorption of uranium(VI) ions on hematite colloids was studied as a
function of pH, HCO^ and hutnic acid concentrations (Ho and Doern 1985; Ho
and Miller 1984, 1985). Adsorption is highest at about neutral pH values
and decreases with increasing pH. Also, small amounts of humic acid
(~3 mg.dm"3) enhance uranium sorption, while large amounts (> 24 mg.dm~ )
impede uranium sorption.
5.2.6
Alternative Host Media
A report on regional salt deposits in Canadian sedimentary basins
is being prepared as one of several background reports on salt as a potential alternative host medium for nuclear fuel waste disposal. These reports
are compilations of existing information and do not involve field investigations.
- 34 -
Canada participates in international research on seabed and subseabed disposal through the OECD/NEA Seabed Working Group. During the past
year research has concentrated on the stratigraphy and geochemistry of sediments from tne area of the Atlantic seabed known as the Southern Nares
Abyssal Plain. Significant scientific advances have included the identification of chemically reducing conditions in pore water samples extracted
from sediments. These conditions are marked by depletion of nitrata and the
enhancement of dissolved Mn and Fe, and occur at depths in the sediment
ranging from less than 1 m to over 10 in. Because redox conditions may significantly affect diffusion through seabed sediments, it is important to
determine the regional variations of redox conditions in potential deep sea
sites. It has been estimated that diffusion coefficients derived from
short-term migration experiments may lead to overestimates of isotope retention times by two orders of magnitude, especially in cases were distribution
coefficients as functions of isotope concentrations are ignored.
5.2.7
Regional Seismicity
The last of five seismic stations recently added to the Canadian
network of stations began operation this year. Addition of these stations
has greatly improved the detection capability of the Canadian network in
northwestern Ontario.
The most noteworthy aspect of the seismic record in the past year
has been the unprecedented number of rockbursts that have occurred, including a series at Sudbury that led to the death of some miners underground.
As yet, no explanation of the increase in the occurrence of rockbursts has
been found.
One earthquake of magnitude 3.9 occurred near Sioux Lookout during
the year.
5.3
WHITESHELL RESEARCH AREA EVALUATION
5.3.1
General
The Whiteshell Research Area (RA 3) is situated on the Lac du
Bonnet batholith, a large granitic pluton located in southeastern Manitoba.
The research area is the site of the Underground Research Laboratory (URL)
and WNRE. Since 1978 studies have been underway at the Whiteshell Research
Area to characterize the geological, geophysical and hydrogeological conditions of the Lac du Bonnet batholith. The objective of these studies is to
contribute to a generic understanding of fractured plutonic rock, and to
provide site-specific input data for the development of representative
models of the geosphere.
Initially most work was performed on WNRE property. In 1980,
twenty-one-year surface and mineral leases were obtained on 3.8 km^ of
Manitoba Government crown land 12 km east of the town of Lac du Bonnet,
Manitoba, and 15 km northeast of WNRE (Figure 8 ) , for the URL project.
- 35 -
Loc du Bonnet
FIGURE 8:
Location of the WNRE and URL Sites
- 36 -
5.3.2
URL Site Evaluation
The URL site evaluation program involves a comprehensive investigation of the geological, geophysical, geochemical and hydrogeological
characteristics of the lease area (Davison et al. 1982). The initial objective of the site evaluation program was to select a site for the shaft, and
to provide information that would assist in developing the layout of the
underground experiment facilities. The evaluation was completed in 1983.
Recent activities have focussed on defining in detail the hydrogeological
conditions of the lease area, to provide input and calibration data for
mathematical models of the groundwater flow regimes. A network of specially
instrumented boreholes has been established at the site (Figure 9) to monitor hydrogeological changes caused by the excavation of the shaft and underground workings (Davison 1984a and 1984b). A groundwater monitoring system,
consisting of multiple interval casings in the 76 mm diameter URL-series
boreholes and multiple-packer/multiple standpipe piezometers in the 156 mm
diameter M-series boreholes, is used to measure fluctuations in groundwater
levels and changes in groundwater chemistry. Groundwater levels are being
recorded continuously in about seventy-five monitoring locations by an automatic data acquisition system consisting of water-level sensors, remote data
scanners, a wire communications link and a central data recording system
(Figo:e 10).
Three major low-dipping fracture zones have been identified in the
granitic rock mass (Figure 11), and these largely control the movement of
groundwater over much of the URL site. Measurements of hydraulic head conditions iride prior to shaft excavation reveal the influence of these three
zones on the groundwater flow pattern (Figure 12). Analysis of the spatial
variation in groundwater chemistry characteristics also indicates a close
relationship between the chemical pattern and the groundwater flow pattern.
Several independent hydrogeological modelling groups have incorporated the pre-construction experimental data into models of the groundwater conditions of the URL site. These models were used to predict the
response of the groundwater system to the excavation of the URL shaft and
underground workings (Guvanasen et al. 1986). Comparisons made with the
field data measured by the groundwater monitoring network will enable the
predictive ability of each model to be evaluated.
Excavation of the URL shaft commenced 1984, May 12 and had reached
185 m depth by the end of 1984 September. The rate and location at which
groundwater seeped into the excavation was recorded along with the groundwater level drawdowns in the surrounding monitoring well network. No detectable seepage or drawdown occurred during the excavation to 62 m depth.
Below 62 m depth, seepage occurred at a number of locations, including a
discrete subvertical fracture which intersected the shaft between 65 m and
80 m depth, a subhorizontal fracture zone (fracture zone 3) at 110-113 m
depth, a subvertical fracture between 115 m and 125 m depth, and two subvertical fracture zones that were intersected in the north end of the upper
shaft station at 130 m depth. Groundwater seepage into the shaft ranged
from approximately 10 m /day when the excavation first encountered seeping
fractures at 62 m depth to approximately 35 m3/day after the seeping fractures were intersected in the upper shaft station (Figure 13). Most of the
groundwater level drawdown associated with this seepage was confined to
036-URLl TRûlLER COMPLEX
- URL? TRAILER COMPLEX
FIGURE 9:
URL Lease Area Plan
- 38 -
»M 13
Dato Logger
and
Microcomputer
URL Shaft
FIGURE 10:
Schematic of Automatic Piezometric Level Recording System
- 39 -
URL11 M4A.4B URL6
M2A, 2B
Cross s e c t i o n ( T ) - ( V ) : no vertical exaggeration
"Zà FRACTURE ZONE
y% HIGH PERMEABILITY REGION OF ZONE
• § LOW PERMEABILITY REGION OF ZONE
FIGURE 1 1 : Geological Cross Section through URL Lease Area
HYDRAULIC HEAD (H 1 0 0 ) PATTERN ALONG SECTION
§
©"
IOOH
M
H
FIGURE 12:
Hydraulic Head Distribution Along Section 1-1' Prior to Shaft
Excavation
- 40 -
fracture zone 3, and by the end of 1984 September, the drawdown had reached
50-70 m within 200 m of the shaft (Figure 14). Incremental drawdown
occurred as each new seeping fracture was encountered during shaft excavation (Figure 15). The drawdown results reveal that a dominant set of permeable NE-trending subvertical fractures hydraulically communicate with fracture zone 3, and extend from 60 m to at least 130 m depth. Water samples
are being collected periodically from all of the seepage locations in the
shaft to establish the spatial chemical trends that exist, and to monitor
any temporal changes that may occur.
5.3.3
WNRE Site Evaluation
Work at the WNRE site (Figure 8) has recently focussed on determining the hydrogeological characteristics of the Lac du Bonnet batholith
along a 2 km line of boreholes extending to depths of about 700 m. Borehole
television surveys were completed in boreholes WN-9 and WN-10 and hydrogeological straddle packer tests were also performed in these boreholes.
Multiple packer/standpipe piezometers were subsequently installed to allow
the long-term monitoring of groundwater conditions. Previous work at the
site had established hydrogeological monitoring systems in boreholes WN-1
through WN-8 (Davison 1981; Kurfürst 1983). The combined data indicate that
an extensive low-dipping fracture zone controls much of the groundwater flow
in the pluton at the WNRE site (Figure 16). Groundwater appears to flow up
toward the surface along the fracture zone. Below the fracture zone,
groundwater movement occurs through a network of widely spaced permeable
fractures, and a dramatic increase in groundwater salinity occurs. Future
studies at this site will be aimed at establishing the large-scale solute
transport properties of the low-dipping fracture zone and investigating the
deeper seated saline groundwater.
5.4
EAST BULL LAKE RESEARCH AREA
5.4.1
Geology
Detailed geological field investigations on gabbroic plutonic
rock, including the drilling of four deep-cored boreholes, were completed at
the East Bull Lake Research Area (RA 7 ) . The pluton is a layered anorthositic gabbro, so a wide range of gabbroic lithologies were encountered in both
the surface outcrop and subsurface core.
Analysis of the data from the field investigations has led to the
following conclusions:
Lithological layering observed in outcrop is continuous to the
subsurface and constitutes recognizable markers for inter—borehole
correlation.
-
Fracturing is related to lithology. For example, dykes and troc—
tolite are relatively highly fractured.
Mafic dykes comprise a significant volume of the pluton (19% of
surface outcrop is dyke).
- 41 -
tu
td
&
eu
01
on
E 20
-a
o
a)
z
MAY
JUNE
JULY
AUGUST
SEPT
OCT
1984
FIGURE 13:
Net Groundwater Seepage to URL Shaft
- 42 -
M2 »(8)
100
i
200m
i
i
FIGURE 14: Groundwater-Level Drawdown Pattern in Fracture Zone 3, at URL
1984 September 10
- 43 -
aeo.ee
•URL6;?0NE-2:I«*-15ett;D0TUM:289.865M-196M
290.00
280.00
270.00
> 260.00 a)
OT
> 250.00 -
§
•H
g 240.00 a)
P30.00 -
2J0.00 -
C 0 0 .00
I ||||| || || | |||I|I |II II III IIII II1III 1IIIII IIIIII IIIII IIII II I>I II II It I I
FIGURE 15:
Time-Drawdown Plot for 100-150 m Interval, Borehole URL-6
Borehole
' 4- + + + + -fvt- + + + + + 4
Cross section A-A'
FIGURE 16:
Borehole Plan and Cross Section for WNRE Site
- 45 -
-
Age dating studies suggest that intrusion of the dykes was spread
over a period of about 600 million years.
-
Topographic lineaments are common, some related to dykes and some
to faults; lineament orientations are reflected by the fracture
orientations in the outcrop.
The Foison Lake fault zone is a major structural feature composed
of several discrete faults; it has a long tectonic history, probably involving at least two episodes of fault movement.
Geochemical analysis using the electron microprobe has established
that amphiboles and biotites in some of the layers contain significant
amounts of chlorine. In addition, zeolites are associated with the alteration zones along fractures.
5.4.2
Geophysics
Borehole geophysical surveys were conducted in all boreholes at
RA 7 late in the year (4 deep cored boreholes, EBL-1 through EBL-4, and 14
shallow air percussion drilled boreholes, P-l through P-14).
Breakdown of components in both the tube-wave and cross-hole seismic logging systems prevented their use in some boreholes. However, a complete tube-wave survey was obtained for EBL-1, and excellent cross-hole results were obtained between EBL-1 and EBL-2 before the problems occurred.
The cross-hole results were particularly significant because the holes are
more than 400 m apart.
5.4.3
Rock Properties and Geomechänics
Over 250 samples have been selected from the cored boreholes of
RA 7 as standard samples for the measurement of rock properties. Results
from the measurements conducted on these samples and additional special core
and outcrop samples will make up the rock properties database for gabbroic
rock. The wide range of gabbroic lithologies encountered in the East Bull
Lake pluton should make this data base ideal for comparison with ranges of
properties reported in the literature and with the data bases from the granitic research areas.
5.4.4
Hydrogeology
In 1983 October and November, boreholes EBL-1, EBL-2 and EBL-4
were completed with "Lynes" production-injection packers (PIPs), to create a
total of 14 test intervals for hydraulic head and permeability measurements
and groundwater sampling. Detailed hydrogeological testing was completed in
these test intervals in 1984 May, June and July after the boreholes had been
allowed to stabilize for a period of about six months.
The permeability data show a general decrease from 10~ 8 nus" 1 to
between 10~ 1 0 and 1 0 ~ 1 2 m.s" 1 with increasing depth for boreholes EBL-1,
EBL-2 and EBL-4. High permeability fracture zones were observed to depths
of 640 m in the EBL-series boreholes. The two most permeable fracture zones
are located at 210 m depth in borehole EBL-1 and 454 m depth in borehole
EBL-4. The fracture zone at 210 m depth is associated with the troctolite
- 46 -
horizon, an olivine-rich serpentized layer in the gabbro-anorthosite
sequence of the East Bull Lake pluton. The 454 m depth high permeability
zone is associated with a rubble and fracture zone identified by core and
televiewer fracture logging.
Hydraulic heads measured in boreholes EBL-1, EBL-2 and EBL-4 indicate downward vertical gradients of about 0.01 to 0.08. These gradients, in
conjunction with high permeability near the surface, indicate that in open
boreholes deep groundwater is likely being contaminated with near-surface
groundwater, and that sampling of uncontaminated groundwater will be difficult until sampling intervals are isolated with a permanent casing system.
Detailed hydraulic testing of the shallow P-series air percussion
boreholes was completed using single and straddle (4-m test interval) packer
configurations. Withdrawal tests using 50 mm-diameter PVC standpipe were
systematically conducted in each borehole to identify zones of high
permeability for subsequent groundwater sampling and hydraulic interference
testing.
Packer-isolated zones in boreholes EBL-1, EBL-2 and EBL-4 were
sampled by swabbing, air lifting, or squeeze pumping inside an AQ drill rod
attached to the production-injection packers. Rhodamine WT was monitored
during sampling in order to evaluate the degree of sample contamination with
drill water which had been tagged with Rhodaraine during drilling. One or
more zones were also sampled in each of the 14 air percussion-drilled boreholes (P-serles). Major anions, pH, redox potential, and dissolved oxygen
were monitored in the field during sampling. Upon hydrochemical stabilization, a complete set of samples was collected and processed in the field for
major ions, trace elements, dissolved organic, dissolved gases, and environmental isotopes.
Results available to date indicate the presence of three hydrogeocheraical regimes. The shallow groundwater changes rapidly from the calcium
bicarbonate type near the surface to sodium bicarbonate at a depth of
15-30 m. These waters have low total dissolved solids (~200 mg. L-1) and
low chloride concentration (~1 mg.L" 1 ). The pH increases rapidly with depth
in the P-series holes to values as high as 9.6.
Sodium chloride typ- groundwater has been recovered from boreholes
EBL-1, EBL-2, and EBL-4 at depths below about 400 m. These waters also have
high concentrations of calcium, but magnesium and potassium concentrations
are low, and the pH is 9.5 - 10.0. Rhodamine was detected in all zones sampled in boreholes EBL-1, EBL-2 and EBL-4 suggesting that in situ concentrations have been diluted to varying extents by drill water. Results from
isotope analyses will help to identify the degree of sample contamination
and the nature of mixing relations* os between waters of different origin,
and suggest possible hydrogeologicö^ and hydiOgeochemical factors responsible for the changes in hydrochemistry at East Bull Lake.
5.5
ATIKOKAN RESEARCH AREA AND THE FLOW SYSTEM STUDY
The Flow System Study is a long-term, large-size hydrogeological
and geological study. The objective is to develop a generic understanding
of large-scale groundwater flow in fractured plutonic rock. This will be
- 47 -
accomplished by performing site specific investigations to define and characterize existing and potential pathways relevant to the performance assessment of a disposal vault. The study is being performed at the Atikokan
Research Area in Northwestern Ontario.
5.5.1
Geology
Activity commenced in 1983 October with analysis of fracture data
obtained during the previous field season from a new grid area on the EyeDashwa Lakes granitic pluton. This analysis was aïmed at selecting a drill
site in an intrablock zone (between faults) to pr«lict subsurface conditions, using geological and geophysical data obtained from the existing
Forsberg Lake grid area drilling program, and the surface evaluation of the
new grid area. A regional 1:20000 scale geological map of the Eye-Dashwa
Lakes pluton and a 1:1000 scale outcrop/fracture map of the Forsberg Lake
grid area were completed to aid in the prediction.
Mapping of an 1100 km2 area enclosing the Flow System Study area,
and of the new grid area commenced early in 1984. During the field season
about 75% of the 1100 km2 area was successfully mapped, resulting in a
refinement of the boundaries and internal structure of the major geological
elements in the area. An important result of the work was that many structures, previously attributed to faulting, may be attributed to isoclinal
folding.
5.5.2
Geophysics
The nev; grid area at Atikokan was mapped on l:5000-scale topographic line maps. Correlations were found between areas of low magnetic activity and high fracture density. VLF-EM survey information showed that
nearly all conductor areas were overburden-filled bedrock depressions.
At the regional scale a gravity survey was completed and bathymétrie, sediment isopach, and bedrock structure contour maps were produced from
sonar data for several major lakes, based on 1983 field information. These
maps were found to be useful in identifying the continuity of lineaments.
Contracts were issued for a seismic reflection study over the new grid area,
and for a regional airborne survey. The field season commenced in May with
the regional airborne electromagnetic (EM) and magnetic survey, and landbased very low frequency electromagnetic (VLF-EM), magnetic seismic reflection, gravity, magnetotelluric and magnetometric surveys. This work was
completed by the end of 1984 and allowed, in conjunction with the geological
mapping, regional interpretation and grid area subsurface prediction.
5.5.3
Surface Hydrogeology
Data collected in 1983 from surface water and shallow groundwater
sites were analyzed early in 1984 as part of the preparatory surface characterization of the Flow System Study area. These data included chemical
and isotopic analyses, and indicated that the waters in the adjacent Eye
River and Finlayson basins start out with similar compositions in the highlands. As surface water flows through each basin, however, the water from
Finlayson basin appears to pick up a greater chemical load. This might
- 48 -
be attributed to different rock types in each basin. The Eye River basin is
mostly granite/gneiss, while the Finlayson basin is metavolcanic. There
were indications, however, that the Finlayson basin contains discharging
springs with relatively high total dissolved solids. In addition, anomalous
tritium values were found in the lowlands of the Eye River, compared to the
highlands, indicating possible dilution of surface water by discharging
groundwater.
An airborne infra-red thermal imagery survey commenced in early
1984, prior to spring breakup. This was followed by a land-based reconnaisance survey to examine thermal anomalies in selected lakes indicated from
infra-red photography. While many of the anomalies were attributed to fast
flowing lake water or early surface runoff, there are strong indications of
upwelling warmer groundwater along Finlayson Lake and in Eye Lake.
The field season continued with a new program of surface and shallow groundwater sampling, including determination of natural radioactivity.
Anomalously high values of radon gas were found in selected boreholes,
although uranium and radium-226 were generally low throughout the area.
Walk-over surveys were completed in the area in the summer of 1984, with the
objective of refining the database prior to the selection of new drill
sites, evapotranspiration study sites, and stream monitoring sites. Monitoring of existing stream and atmospheric stations continued throughout the
year.
5.5.4
Shallow and Deep Subsurface Hydrogeology
Existing shallow and deep borehole installations in recharge and
discharge areas, including the Forsberg Lake drill site, were monitored
throughout fall and winter of 1983, and spring and early summer of 1984
During the summer, selected boreholes were resampled for groundwater chemistry, retested for hydraulic conductivity, and examined for diurnal groundwater response to atmospheric changes. New sites were selected for shallow
and deep drilling based on information gained during the geological, geophysical and surface hydrogeological mapping programs. A new drilling program commenced with borehole ATK-6. This borehole will provide information
on the accuracy of geological subsurface predictions.
5.5.5
Research Area Development
Fifteen kilometres of existing but overgrown logging road <*-±re
cleared during the summer of 1984 to allow access for trucks and dri \ rigs
to the north central and southern portions of the study area. Six kilometres of new road were constructed in the central and southern portions of
the area for drill rig access and for installation of river monitoring
stations. Construction of two river monitoring stations commenced in 1984.
5.6
UNDERGROUND RESEARCH LABORATORY
The Underground Research Laboratory (URL) is an experimental facility being constructed at a depth of about 240 m in the Lac du Bonnet
Batholith, a large granitic pluton. The URL provides an appropriate environment for experiments to determine the thermal and mechanical response of
- 49 -
the rock to excavation and thermal loading such as would take place in a
disposal vault, and for the testing of buffer and backfill performance and
shaft and drift seals, and it provides an opportunity to predict and then
observe the mechanical and hydrological responses in the rock mass to the
shaft and drift excavations. The latter opportunity is provided only by
construction at a site in a previously undisturbed rock mass, and the URL is
the first subsurface experimental facility to be excavated below the water
table in undisturbed plutonic rock.
The underground experiments will be carried out in three phases:
the construction phase, the geotechnical characterization phase, and the
operating phase. The construction phase experiments are those in which
excavation is an integral component, or those which can best be performed
during construction. During the geotechnical characterization phase, the
test area for the operating phase experiments will be characterized. The
operating phase will involve major experiments to study potential conditions
in a disposal vault. Only construction phase activities took place in
1984.
5.6.1
Development of the URL Facilities
Site preparation for surface facilities (Figure 17) began in 1982
October. The structures for offices, maintenance, core storage, laboratory,
mine water settling pond, and hoist/head frame were essentially complete and
operational by 1984 April.
Excavation of the shaft and installation of shaft services began
in 1984 May, and excavation reached a depth of 185 m by 1985 October. The
instrumentation ring at 62 m depth and the shaft station at 130 m depth were
completed, and preparation for the instrumentation ring at 185 m is in
progress.
The plans for a URL data acquisition system have been completed.
The selected system is based on utilizing two DEC LSI11/73 host computers to
collect and store data, and a network of microcomputers anr* peripherals for
access and output. The host computers will operate a series of data loggers
that will be located underground.
5.6.2
Construction-Phase Experiments
Experimental methodologies and procedures to be used during shaft
excavation were successfully tested in the shaft collar late in 1983. These
include geological mapping and stereophotography of the shaft walls, the
application of geophysical techniques to the shaft walls, the testing of
instruments during blasting, and the testing of techniques to identify excavation damage, to determine stress, to collect groundwater seeping from
fractures in the shaft wall, and to measure rock mass temperature.
Shaft mapping and stereophotography have been extended to a shaft
depth of 170 m. Pink granite was found to a depth of 140 m, where an
irregular gradational colour boundary was encountered. Below a depth of
160 m, only a grey to greenish-grey granite was encountered.
- 50 -
ISPOSAL
1016 -OFFICE /PUBLIC AFFAIRS BLDG.
1017 -MAINTENANCE GARAGE AND CORE
STORAGE BLDG
1019 - MINE WATER SETTLING POND
1021 - ESCAPEMfAY AND VENTILATION BLDG
1022 - LABORATORY AND MAINTENANCE
SH-Ol
SHAFT
IO26 - HEADFRAME, HOiST BLDG
I -01
UPPER LEVEL SHAFT STATION
DEPTH TO ROOM 1-01 IS ISOin
ROOM 2 - 0 l 1$ 240m
SHAFT BOTTOM IS 255m
2-01
LOWER LEVEL SHAFT STN
2-02
ELECTRICAL SUB-STATION
2 - 0 3 ACCESS DRIFT
2-CM PUMP STATION
2 - 0 5 SHOP (PARTIALLYCOMPLETE»
SJBSURFACE
HORIZONTAL SCALE.
O 510
2 - 0 6 SOUTHEAST HEADING
20 30
FIGURE 17: URL Surface Facilities and Planned Subsurface Construction
- 51 -
Vertical fractures are predominantly in a set oriented N21°/E90°.
Low dip fractures (~35°) are largely restricted to fracture zone 3, a fault
zone intersected between 100 m and 115 m in depth. Fracture zone 3 is divisible into an upper interval consisting of a single fracture with about
5 cm of reverse separation, and a lower interval about 1.5 m thick consisting of a number of fractures with a cumulative reverse separation of 1.0 m.
Geophysical surveys have been conducted to a depth of 160 inVertical seismic profiling (VSP) has been done by recording responses to 38
production blasts during excavation and 4 blasts designed specifically for
the VSP experiment. Radar surveys have identified individual fractures as
far as 3 m behind the shaft wall, some of which remain near the shaft and
can be traced to lower depths. Gravity measurements are made regularly as
the shaft is deepened. A borehole ultrasonic system was tested and is being
modified for routine use.
Geomechanical measurements are concentrated in instrument? '.on
rings installed at 15-m depth in the shaft collar and at-62 m depth in the
shaft. Additional measurements are obtained from convergence pins set in
the shaft walls at eight additional depths. When excavation began, all instruments in the ring at 15 m survived except three extensometers. Modifications to the installation procedure rectified the problem and all instruments in the 62-m-depth ring survived. Experience obtained at the 62 m ring
should improve the procedures and schedules for installing the instrumentation ring at 185 m depth. A schematic design of the components of the
instrumentation rings is shown in Figure 18.
No hydrogeological instrumentation was installed in the shaft
during the excavation down to the experimental ring at 62-m depth, and no
detectable groundwater inflow was encountered in the excavation. However,
during the drilling of the instrumentation boreholes from the 62-m ring,
numerous permeable fractures were intersected and groundwater flowed from
these boreholes into the shaft. Prior to resuming excavation, the inflow
ranged from approximately 6 L/min when the first borehole was completed to
11 L/min following completion of the last drill hole. Groundwater levels in
some of the piezometers of the monitoring network around the URL lease area
began declining as soon as the initial outflow of groundwater was
encountered in these drillholes.
A five-packer completion system was installed in a 15-m-long borehole in the 62-m ri.-i in the west wall of the shaft. The pressure in each
interval gradually declined until the commencement of excavation below the
62-m ring, whereupon the pressures in all zones began to increase dramatically. This hydraulic pressure increase coincided with a decrease in the
rate of groundwater flowing out from the instrumentation boreholes at the
228-m level.
During excavation of the shaft to a 185-m depth, groundwater
seepage into the shaft occurred at a number of locations. These included a
subvertical fracture which intersected the north wall of the shaft between
65 m and 80 m, a subhorizontal fracture zone (fracture zone 3) at a depth of
110 to 113 m, a subvertical fracture which intersected the north wall between 115 m and 125 m, and two subvertical fracture zones, which were intersected by the upper shaft station at 130 m depth. Inflows from these
- 52 -
various locations were sampled and monitored frequently after they had
developed. The total inflow of groundwater from the shaft was estimated on
a daily basis from a record of water bailed and/or pumped from the excavation and is summarized in Figure 19. Groundwater levels declined in the
network of piezometers surrounding the shaft excavation. The drawdown was
confined primarily to fracture zone 3 where levels had dropped 50-70 m within 100 m of the shaft.
5.7
ENGINEERING STUDIES OF DISPOSAL CONCEPTS
5.7.1
Scoping Studies
Since the proposed vault concept and its alternatives must be
considered in concept assessment, single-level, multilevel and long-hole
emplacement vaults have been examined (Acres et al. 1978, 1980a and 1980b,
1986a and 1986b; Acres Consulting Services Limited 1986; Baumgartner and
Simmons 1982; Dietz 1985; Tsui et al. 1982; Tsui and Tsai 1983; Tsui et al.
1986). In addition, a buffer/backfill study (Wardrop et al. 1985) was completed, which provided emplacement design descriptions and cost estimates.
The multilevel vault concept (Acres et al. 1986b) was found to be
applicable only to fuel recycle waste (FRW) disposal, and it involved a
slight increase in cost (about 11.5%), over the single level FRW concept,
although its horizontal area was less (Acres et al. 1980). The FRW longhole
emplacement vault (Acres Consulting Services Limited 1986), though similar
in area to the FRW multilevel vault, was found to entail relatively high
costs, and major technical difficulties in container stability, buffer emplacement quality control, and short-term container retrieval.
A report was produced, assessing the technical feasibility of
providing cost estimates for a disposal vault containing fuel recycle
wastes. The information contained in the report, based on current thermal
and mechanical criteria for the various engineered systems, will be used as
input for the Third Interim Concept Assessment. A preliminary used-fuel
vault study was also prepared.
Scoping studies are underway in several areas to expand our knowledge on the alternatives available and the engineering systems required to
prepare and emplace waste forms. In particular, the effects of the time the
fuel waste is out of the reactor prior to emplacement, and the effect of
sequential vault loading, are being studied to determine the sensitivity of
the vault design to these parameters. In addition, the mass fraction of
fission product oxides in the fuel recycle wastes, and containei .size are
being studied. These studies are necessary to develop a disposal system
that is compatible with the immobilization technology being adopted for the
Formal Concept Assessment, and with the thermal and thermal-mechanical criteria that have been established for each engineered barrier.
5.7.2
Concept Assessment Engineering Studies (CAES) of a Nuclear Fuel
Waste Disposal Centre and a Fuel Recycle Waste Immobilization
Plant
Reference facility designs for a fuel waste disposal centre and a
recycle waste immobilization plant will be used in the environmental and
safety assessments carried out for concept assessment. The designs will
- 53 -
Key
FIGURE 18:
•
*
•
T
Borehole extensometer anchor
Tope extensometer pin
Triaxiol strain cell
Thermistor
URL Shaft Convergence Array
40
120
Predicted inflow
(right scale)
30
E
V)
20
o
o
CL
V)
<
Meosured inflow
(left scale ) v
10
Mayl2/8<
MAY
JUNE JULY
AUG SEPT OCT
N0V
1984
FIGURE 19:
Predicted and Actual Inflow to the URL Shaft
- 54 -
encompass the immobilization, packaging and disposal of both used fuel and
fuel recycle waste. Engineering studies to provide detailed designs of
these facilities have commenced. The studies will incorporate the processes, equipment and procedures developed, and will take into account all the
technical criteria established in the Program.
The engineering studies have two successive stages: the development of specifications for the facilities, and the design of the facilities.
Specifications for the fuel recycle waste immobilization plant were completed in 1983/84, and those for the fuel waste disposal centre in 1984/85.
Work started in 1984 at AECL's CANDU Operations on the design of the fuel
recycle waste immobilization plant. A decision on the scope of the design
study for the fuel waste disposal centre is expected in 1985/86.
5.7.3
Vault Monitoring
The approach to vault monitoring adopted in the concept assessment
phase is to identify and test typical components of a monitoring system as
part of the experimental programs at the research areas and at the Underground Research Laboratory. The development of specific instruments and
equipment for a monitoring system will be deferred, since a disposal vault
will not be constructed in Canada for many years. The on-going development
of geotechnical instrumentation, together with a ten-year development program during the site-selection phase, will ensure that a state-of-the-art
monitoring system is available at the time of facility construction. A plan
incorporating these steps was set up, and documentation has begun.
5.8
MATHEMATICAL MODEL DEVELOPMENT
5.8.1
Fracture Network Modeling
Given that sufficient surface fracture data are available from a
large area, as well as surface and subsurface fracture data from a smaller
area within the large area, it is possible to establish spatial distributions of fracture parameters for the rock mass beneath the large area. A
method to determine the spatial distributions of fractures and their parameters, using this information, has beenjdeveloped (Acres et al. 1978). A
computer code based on this method has also been developed.
Data from a small area (the Forsberg Lake drill site) at Atikokan
have been employed to establish subsurface-to-surface correlations. These
correlations will be applied to surface data elsewhere in the pluton at that
site, to predict subsurface conditions. The correlations will also be compared with data from another drill site, borehole ATK-6. To demonstrate the
general applicability of the developed method, it is currently being applied
to surface and subsurface fracture data from the Whiteshell Research Area.
5.8.2
Geomechanical Response Modeling
In order to test the capability of the ADINA finite element code
in modeling geomechanical problems, several problems with known analytical
solutions were simulated. The test problems included (1) an orthotropic
square plate under biaxial loading, (2) excavation of a long elliptical
- 55 -
tunnel in a uniform initial stress field, (3) a two-dimensional elastic
half-space under gravity loading and (4) cut-down and built-up structures
in elastic rock under gravity loading. For problems (l)-(3), the ADINA
solutions agreed well with analytical solutions. Difficulties were encountered in problem (4). It appears that the procedure for simultaneously
simulating gravity loading and construction/excavation has not been correctly implemented in ADINA. This problem is being examined further.
5.8.3
Heat Transfer Modeling
A computer code, HOTROK, has been completed which calculates thermal transients from four types of underground sources, namely, a rectangular
parallelepiped, a cylinder, a line, and a point.
These source types can be superposed to give detailed analyses in
a given vault design. A draft report has been completed.
5.8.4
Flow in a Network of Discrete Fractures
A computer code, FLONET, has been developed to solve the flow
equation in a network of discrete fractures in an impermeable rock matrixEach fracture Is geometrically represented by a circular disc, arbitrarily
oriented in space. The flow equation is solved using a combination of the
boundary colocation method and the method of images. The code is currently
operational and is being documented.
5.8.5
Continuum Models for Flow and Transport in Fractured Porous Media
Although the discrete fracture technique has proved to be useful
in various applications, there are difficulties that limit its applicability
in the analysis of a disposal vault in plutonic rock, particularly because
of the limited size of the domain that can be modeled.
Continuum models of fractured porous media are less limited than
discrete fracture models. However, previous work (Acres et al. 1978 and
1980) has shown that conventional continuum models may not adequately account for the presence of fractures and their unique influence on transport.
Two approaches to continuum modeling are being followed. In one
approach, a two-dimensional continuum model has been developed, which uses
distributions of fracture lengths between nodes, directions of particle
motion, and particle velocity, to simulate patterns of radionuclide transport. Breakthrough curves for a few test cases have been calculated using
the continuum model and compared to those generated by the discrete fracture
model. Virtually identical results were obtained by the two methods. Tests
for the robustness of this modeling approach have been conducted, and a
three-dimensional version of the model is being developed.
In the other approach, a finite-element code, MOTIF (Model Of
Transport In Fractured/Porous Media), has been developed to solve the flow
(unified saturated/unsaturated), heat transport, solute transport, and onespecies radionuclide transport equations. In this code, the rock mass is
divided into two major domains: a domain of heterogeneous continua represented by the continuum elements, in which the equivalent porous medium
- 56 -
concept is applied, and a domain of fractures imbedded within the continua,
represented by the planar elements.
The code has been verified for the following cases:
(1)
Flow
- steady, nonsteady
- saturated, unsaturated/saturated - porous medium with intersecting fractures
(2)
Solute Transport
- hydrodynamic dispersion
- radioactive decay
- linear adsorption
(3)
Thermal Transport
(4)
Flow and Thermal Transport
- free convection
The code has been employed to model flow in the vicinity of the URL lease
area (Acres et al. 1980 and 1986a; Pollock and Barrados 1983). Comparison
of the predicted drawdown in response to excavation of the URL shaft and the
observed drawdown during construction will be used to validate the performance of the code.
5.8.6
International Cooperative Projects
Atomic Energy of Canada Limited represents Canada in two international cooperative projects set up to study and compare computer codes.
The HYDROCOIN project is an international intercomparison of hydrogeological computer codes. The project is organized by the Swedish
Nuclear Power Inspectorate. There are three intercomparison levels. The
primary objective of Level 1 is to check the numerical accuracy of the codes
by intercomparison or by comparison with analytical solutions. Levels 2
and 3 address the problem of validating models rather than verifying
numerical schemes and computer codes.
Cases 1, 2, 3 and 4 of Level 1 have been tentatively selected by
the AECL team for inclusion in the intercomparison exercise. They are
(1)
transient flow from a borehole in a fractured permeable medium,
(2)
steady state flow In a rock, mass intersected by fracture zones,
(3)
saturated-unsaturated flow in a layered sequence of rocks, and
(4)
thermal convection in a saturated permeable medium.
Work on cases 1, 2, and 3 has been completed.
INTRACOIN is an international cooperative project set up to study
radionuclide transport codes. The study is divided into three levels that
- 57 -
examine (1) the numerical accuracy of codes, (2) the capabilities of codes
to describe in situ measurements, and (3) the quantitative impact of modelling strategy on radionuclide transport calculations in a typical repository
scenario assessment.
A report on the first phase of the project, comparing various
codes using benchmark, cases, has been issued (SKI 1984).
6.
ENVIRONMENTAL RESEARCH
Through research on the movement of radionuclides through the
natural environment to man, information is being gathered to predict the
dose to man from the transport of radioactive materials from a disposal
vault. The research includes the development of models for radionuclide
transport in the biosphere that can be incorporated readily into the biosphere model (Mehta 1985a) of the SYVAC computer code (Sherman et al. 1986),
used to assess the long-term impact of disposal of nuclear fuel waste on man
and the environment (Section 7.2).
6.1
THE BIOSPHERE MODEL
The biosphere model of the SYVAC program provides estimates of the
time-varying concentrations of radionuclides in soil, water and air, and the
resulting dose to man. The annual effective dose equivalent via ingestion,
inhalation, and external exposure pathways is calculated for a member of a
reference group. A member of the reference group is assumed to live his
entire life in the area where radionuclides from the disposal vault could
reach the surface, to ingest water from a local lake, stream or well, and to
derive his entire diet from food grown locally. The biosphere model is
designed for Monte Carlo simulations; thus many of its parameters are
represented by ranges of values.
The current biosphere model for SYVAC2 includes a terrestrial
pathway of soil water, soil, air, plants, and animals; a surface water pathway of surface water, sediments, plants and animals; and a well. Radionuclides are assumed to be released from the geosphere to soil or surface
waters and the resulting dose equivalents are calculated from estimates of
ingestion of well water, terrestrial plants and animals, surface water and
aquatic plants and animals; inhalation of air; and external exposure from
soil, air and water.
The biosphere model and its associated parameter values are still
evolving. The present model includes only pathways believed to be important. Other pathways are being systematically studied and the important
ones will be included in later versions of the biosphere model. In some
cases more data are required to adequately characterize a pathway.
Irrigation of food plants is an example of a pathway currently not
included, since irrigation is not a common practice on the Canadian Shield.
However, analysis of meteorological data suggests that crop yields could
benefit from irrigation, and the reference group might irrigate vegetable
gardens in the future. Food chain analysis indicated that irrigation could
- 58 -
contribute substantially to the dose received from certain radionuclides
(Sheppard 1984a).
The Shield was deglaciated about 10 000 years ago and is still
undergoing relatively rapid, geomorphological and biological changes. It is
not clear whether the model should include changes due to evolution of the
biosphere, including the possibility of further glacial periods. Ways of
introducing such changes ^nto the biosphere model, as well as the desirability of doing so, are being assessed.
6.2
GROUNDWATER TRANSPORT
The current biosphere model does not explicitly account for the
transport of radionuclides between the bedrock and the surface. The implicit assumption is that the geosphere model can be extended to include
unconsolidated sediments, the rationale being that the mineralogy and water
chemistry, and therefore the geochemical retardation processes in the rock
mass and in unconsolidated sediments, are similar. The validity of this
assumption depends on the degree of dispersion of contaminants in the saturated unconsolidated sediments compared to that in the bedrock. Dilution
of contaminants and the areal extent of the discharge zone are determined by
the degree of dispersion.
At present, there is insufficient experimental evidence to validate theoretical approaches to the prediction of large-scale dispersion.
This lack of data has been addressed in 20- and 40-m field tracer tests,
using a very high resolution in the tracer distribution data. In the
40-m test, 750 000 data points were collected- This resolution was made
possible by in situ measurement of the short-lived gamma-emitting tracer
* 3 1 I in an array of 82 access holes (Killey and Moltyaner 1984). The
results show that aquifer stratification is the dominant control on largescale dispersion (Moltyaner and Killey 1984). It was shown that longitudinal dispersion within strata can be predicted from laboratory measurements,
and that transverse dispersion within strata is a factor of 5 to 10 lower
than longitudinal dispersion. We have also been able to show that largescale dispersion depends mainly on the spatial dimensions of the strata
forming the aquifer and on the difference in hydraulic conductivity between
layers.
Remote sensing of the distribution of subsurface materials becomes
important given the results of the dispersion studies. Collaborative work
with a geophysical consulting cc jipany has demonstrated the unique capabilities of ground-probing radar in the definition of stratigraphie features in
high-permeability unconsolidate* sediments (Killey and Annan 1984). The
results have also greatly assis ;ed in defining the hydrogeological framework
of the tracer test site. Using improved equipment, further tests will be
conducted to quantitatively assess any improvement in ability to penetrate
and resolve thicker sedimentary sequences containing lower-permeability
strata.
In a collaborative program with Battelle Pacific Northwest Laboratory, long-established contaminant plumes are being assessed for the presence of long-lived radionuclides, to identify their chemical form during
- 59 migration. The most notable radioisotopes identified were 2 3 8 Pu, 2 3 9 Pu,
240
Pu (0.03 to 3.6 Bq.IT 1 ), 21tlAm (0.005 to 0.26 Bq.IT 1 ), 21+1+Cm, 242cm
(0.02 Bq.L"1) 99 Tc (0.26 to 2.6 Bq.L" 1 ), 1 2 9 I (0.04 Bq.L" 1 ), and 63 Ni (0.37
to 16.7 Bq.L-1), as well as 1 3 7 C s , 90 Sr and 6 0 Co. These initial studies
have shown significant differences in the ionic forms of Am, Tc and I, but
not Pu, between the various plumes. The results for Cs from the CRNL glass
block site also support previous laboratory studies that demonstrated its
transport in association with particles. Work now under way will include
sampling an additional plume for long-lived radionuclides. In addition,
detailed hydrogeological data from the tracer test site and from well-mapped
contaminant plumes will be used to test the ability to model contaminant
transport using existing codes and varying levels of detail in the hydrogeological and geochemical data sets. The initial study will address only *°Sr
in the plumes.
6.3
GROUNDWATER DISCHARGE
The location of groundwater discharge will determine the important
biosphere pathways of radionuclides that escape the vault, and the rate of
discharge and presence of surface water will determine their environmental
concentrations. A search is underway for discharge zones on a broad scale
using thermal airborne imagery and on a smaller scale using lakebed sediment
probes and borehole dilution techniques. An airborne thermal survey was
conducted at Atikokan to test this method for detecting groundwater discharge. Natural and man-made sources of known temperature were present and
several of the relatively high temperature areas were identifiable by thermal imagery. In other work aimed at finding discharge areas, a lakebed
drag, which uses both temperature and conductance to identify submerged
groundwater discharge zones has been successfully tested. Use of the
instrument at Atikokan has identified an anomaly that may be a groundwater
discharge area. It is hypothesized that lineaments (identified by air
photographs and VLF-EM ground surveys) are the major conduits for groundwater flow to surface water. Flow rates of groundwater in fractured Shield
gneisses are being measured by borehole dilution to test this hypothesis.
6.4
SURFACE WATERS
Predictions of radionuclide concentrations in surface waters resulting from vault releases may depend on knowledge of the contribution of
groundwater to streamflow. Traditional methods have assumed that streamflow
peaks during spring melt and summer storm events were primarily composed of
runoff. Studies during the spring have used 2 H to show that during snowmelt, streamflow (which represents an average of about 50% of the annual
total stream discharge) is still predominantly (about 70%) composed of
groundwater (Barry et al. 1984). Physical and mathematical models have been
produced of the process responsible for the very rapid changes in hydraulic
head distribution in the ground causing the observed response. The mathematical model has been tested using results from the physical model (Abdul and
Gillham 1984) and from field experiments.
Prediction of the concentration, or changes in concentration, of
radionuclides in surface waters requires the use of models that adequately
account for sedimentation-resuspension processes. A model incorporating
these processes has been developed using the historical data on radiocobalt
- 60 -
in Perch Lake (Cornett and Ophel 1985). Tracer experiments in Perch Lake
suggest that the rates of Co sedimentation in summer are about 20 times
greater than during winter, that approximately 50% of the Co tracer is
rapidly and reversibly sorbed on particulate matter, and that Co is released
from the sediments back into the water column.
Complementary experiments are investigating the sedimentation of
other nuclides, including Pu, Sr, Cs, and uranium decay nuclides in several
Shield lakes. The deposition of radionuclides from atmospheric fallout has
been estimated from historic records and from soil cores. Inputs of uranium
series radionuclides in precipitation and streamflow were measured directly.
Comparison of these inputs with measurement of the same radionuclides in
cores of lake sediments demonstrated that all of the inputs were not deposited in the sediments. The fractional retention of the different nuclides
with similar chemical properties (e.g., Pu and Pb) was similar in. a single
lake. Table 2 summarizes the retention of 2 3 9 P u , and 2h0?u in A lakes with
very different hydrological properties. Although the proportion of the
input plutonium deposited in the sediments is similar, the rate at which the
Pu is sedimented is quite different. Explanations for the differences
between lakes are still being examined. For all lakes and radionuclides, 35
to 95% of the radionuclide inputs were retained in the sediments. The fractional retentions were correlated with the values of the transport coefficient, K., of the radionuclides. However, the correlation was not as strong
as expected. Boundary layer scavenging, resuspension processes, and seasonal cycling of the elements may be responsible for the poor correlation.
The role that microbially catalyzed processes may play in determining, or altering, radionuclide migration is the subject of recent literature
reviews on the existence and biochemical capabilities of micro-organisms
(Champ 1984; Loewen and Flett 1984). It has been concluded that microorganisms could affect the migration of long-lived radionuclides and experimental work may be required to test this hypothesis.
TABLE 2
RETENTION OF
239
Pu and
21+0
Pu BY SHIELD LAKE SEDIMENTS
1
2
3
Otterson
0 .7
0.04
0 .02
Upper Bass
0 .4
0 .5
0.2
1.0
0.3
1.0
McSourley
0 .6
5.0
3 .0
Lake
1 - Dimensionless ratio of sediment burden/inputs
2 - Residence time of water in lake (a"1)
3 - Partial residence time of Pu in water column due to
sedimentation (a"*1)«
- 61 -
6.5
SOIL AND PLANTS
Soils of two major types, organic and mineral, occur on the Shield.
Because of their frequent occurrence in moist, low-lying areas where groundwater discharge is expected to occur, organic soils may be disproportionately important. A migration experiment with large diameter, undisturbed
sphagnum and reed/sedge peat cores is underway. Cores (0.3-m diameter by
0.4 m deep) were placed in containers and the containers were buried in the
bog and swamp from which the cores were taken, with the peat core surface at
its original elevation. Cores were spiked with Tc, I, Np, U and tritiated
water via an access tube in the centre of the core, and the water table was
maintained at a natural level via the same tube. Surface water is being
perodically extracted to monitor the movement of the radionuclides. Iodine
and tritiated water were detected at the first sampling time two weeks after
spiking but Tc and Np have not yet appeared. Laboratory work is underway to
determine both aerobic and anaerobic K, values for key radionuclides in
these soils.
An outdoor leaching study of U, Np, Th, Tc, Cs, I, Cr, Mo, and Pb
in a mineral soil under natural rainfall and soil temperature conditions is
in progress. Both downward leaching from the soil surface by rainfall and
upward migration by capillary rise are being monitored. Snowmelt and the
first spring rainfall leached an average of 0.2% of the Np, 6% of the Tc, 5%
of the I, 8% of the Cr, 3% of the Pb, and 12% of the Mo. No leaching of Cs
could be detected.
According to the literature, Sorption and bioavailability of elements in soils depend upon the aeration status of the soil (Sheppard and
Evenden 1985; Sheppard 1984b). The sorption of U, Tc and I on seven soils
typical of the Shield has been measured under both aerobic and anaerobic
conditions, and initial results indicate that K. values vary over 2 orders
of magnitude among the soils. Aeration decreased the Kjfor Tc by a factor
of 2. Work will continue on Np, Cs, Se, and other nuclides to improve the
data-base currently used for the assessment (Sheppard et al. 1984).
The dominant soil formation process in mineral soils of the Shield
is podzolization. Studies of rates of weathering and podzollzation, and the
movement of soil components during these processes, are being conducted to
gain insight into the long-term dynamics of chemical elements in Shield
soils. Chemical data suggest the eluviated part of the system is evolving
towards a granitoid composition, in contrast to the Atlantic podzols which
develop towards a quartz endpoint. This suggests that the weathering regime
in the boreal forest is less intense than in the Atlantic region.
Plant uptake of elements estimated by concentration ratios (C.R.)
is well known for some plant-soil-element combinations. A major pot experiment using blueberries in an organic soil characteristic of the Shield
determined K, and C.R. values for concentrations of Se, Cs, I, Pb and U
ranging over three orders of magnitude in the soil. Initial results showed
good confirmation of the linear C.R. model for Se, Cs and I. Leaves shed
from these plants are being used in a laboratory study of the release of Se,
Cs, I and U during leaf decomposition and leaching. Release of elements is
determined periodically, and a measurement of weight loss after desiccation
is used to monitor decomposition rate. Initial results indicate a rapid
loss of Cs and a much slower loss of Se.
- 62 -
Naturally growing blueberries and associated soil have been sampled
from Manitoba to Nova Scotia to obtain C.R. and K , values for common elements in a wide variety of Shield settings. The major importance of this
study is to examine the variability of these parameters. The 80 sites
sampled show wide variation in plant performance and soil organic matter
contents but a relatively narrow range of soil pH.
A previous study of various species of native plants growing in a
soil naturally enriched in U showed that the mean C.R. values for U varied
from 0.04 to 3.03 (Sheppard and Thibault 1983). The data show that a lognormal distribution of C.R. values is appropriate for most plant species
native to the Shield. The distribution of C.R. values used for assessment
purposes is lognormal and its mean is one order of magnitude higher than the
mean for these species.
6.6
THE ATMOSPHERE
A literature study of the physical processes involved in the suspension of soil particles by wind action has been completed, and a model
identified for predicting the amount of material entrained into the atmosphere from bare or lightly vegetated soil (Male 1984). Soil erosion in
regions of dense vegetation is much less well understood, but it is not
likely to contribute significantly to the upward flux of material. A major
route of particulate suspension in forested areas is by fire. Fire return
times, fuel consumed and particulates suspended are reasonably well known,
allowing estimates to be made of fire-related particulate suspension. Burning wood for fuel is a likely source of contamination equal to or greater
than forest fires. Gaseous emission from all fires may distribute as much
contamination as particulate suspension, but is much less well understood.
The importance of pollen and gas release from plants as suspension mechanisms is being evaluated experimentally. Pollen samples of cattail, collected from mine tailings at Elliot Lake, are being analysed for uranium to
estimate the contribution of pollen to the suspension of radionuclides from
a contaminated area. Gaseous emission from plants was investigated in the
laboratory by measuring the flux of activity from bean plants grown in soil
contaminated with ^ S e . Measurements to date have not shown any significant
gaseous emissions.
An experimental program has been designed to measure evapotranspiration from a water basin at the URL site to supplement current estimates
based on water budget. As a major component of the water balance, evapotranspiration largely determines the amount of water available for trace
element movement in the ground. An energy balance approach will be used
that incorporates two unique features: continuous monitoring of sensible
heat flux using eddy correlation methods, and the use of measurements at
different locations and heights to account for the extreme heterogeneity of
the terrain. Instrumentation is presently being deployed at the site, and
measurements will continue over the next two years. A climatological model
of evapotranspiration using routine meteorological observations will be
developed from the data.
- 63 -
6.7
FOOD CHAINS
Plant-to-animal, plant-to-man and animal-to-man transfers and dose
calculations are carried out using LIMCAL-S, the stochastic version of the
computer code LIMCAL, which has been made part of SYVAC (Zach and Sherman
1983). LIMCAL-S includes all the major ingestion pathways leading to man,
comprising terrestrial (root uptake and leaf deposition), fresh-water and
salt water food types, and man's and animals' drinking water. The parameters of LIMCAL-S are specified by fitting the data to one of six standard
probability density distributions (Zach 1982). The main output consists of
radionuclide-specific 50-year effective dose equivalent frequency distributions for each of the five ingestion pathways, for both infant and adult
man. These dose equivalents are expressed as dose/concentration ratios
(DCRs), the dose per unit soil or water concentration, so they can be readily used in other assessment models.
Most food chain models do not consider animals' inhalation and soil
ingestion pathways, and thus assume that these pathways are negligible dose
contributors to man. We have evaluated the animals' inhalation pathway for
57 important radionuclides using LIMCAL (Zach and Mayoh 1983). Using ingestion transfer coefficient values to define transfer from the respiratory
tract, animals' inhalation pathway was found to be insignificant compared
with root uptake and leaf deposition. With adjusted ingestion transfer
coefficient values, and using human respiratory clearance models adapted for
animal inhalation, the animal inhalation pathway was found to be important,
particularly for some actinides. The animal inhalation pathway was also
significant relative to man's inhalation, especially for infants. On the
whole, the importance of the animal inhalation pathway varied greatly among
the radionuclides, but the re~ 'Its clearly show that it cannot be ignored in
environmental assessments. Until better data become available, adjusted
ingestion transfer coefficient values can be used for transfer from the
respiratory tract.
A comprehensive review of the animals' soil ingestion pathway
showed that the importance of this pathway is mainly a function of the
amount of soil consumed (Zach 1985). Grazing cattle routinely ingest soil
and, depending on circumstances, soil ingestion can account for up to about
16% of the total daily intake by mass. For cattle confined to feed lots,
this value can range up to about 4%. Apparently, cattle and other herbivores may ingest soil voluntarily and soil may be an important source of
micronutrients. Comparisons of ingestion rates of radionuclides by cattle
from soil and feed or forage show that, for many radionuclides, soil ingestion is a much more important pathway than root uptake by plants. This is
especially true for Fe, Zr, Pm, Th, U, Pu, Am and Cs. In the absence of
site-specific data, 4% soil ingestion by mass of the non-soil dry matter
intake can be used.
7.
ENVIRONMENTAL AND SAFETY ASSESSMENT
The objective of the environmental and safety assessment studies is
to assess the impact of a nuclear fuel waste disposal facility on man and
- 64 -
the environment (Dixon and Rosinger 1984). The assessments are being published in a series of concept assessment documents. The first interim concept assessment documents were produced in 1981 (Lyon et al. 1981; Johansen
et al. 1981; Wuschke et al. 1981). Part of the second interim concept
assessment document was published in 1984 (Gillespie et al. 1984), and the
remainder will be published in 1985 (Wuschke et al. 1985b and 1985c;
Johansen et al. 1935). Bridging reports, which link the conceptual scientific models to their application in SYVAC, were prepared for the vault
geosphere, and biosphere submodels. The geosphere report was published in
1984 (Heinrich 1984), the vault and biosphere reports are under final review
and will be published in 1985 and 1986 (Mehta 1985b; LeNeveu 1986). A
formal concept assessment document, to be issued in 1988, will be the focus
of the concept evaluation through regulatory review and a public hearing.
The environmental and safety assessment has two major components:
pre-closure and post-closure assessment, the former covering the interval
until the vault is sealed and the site restored or released for other uses,
the latter covering the period after closure.
7.1
PRE-CLOSURE ASSESSMENT
The major thrust in 1984 was directed toward the documentation of
the second interim assessment (Johansen et al. 1985; Dunford 1985) based on
the detailed environmental and safety assessment conducted by Ontario Hydro
(Gee et al. 1983). The final draft of the pre-closure assessment was completed and submitted for internal review. A critical review of the social
impact portion was performed by Lang Armour Associates of Toronto. A summary of the results of the radiological and nonradiological effects of the
conceptual fuel waste disposal system on the facility workers and the general public are presented here, assuming that the disposal facility would
receive, immobilize and emplace used-fuel bundles in an underground vault.
Projections of used-fuel bundle production, ba.sed on current and expected
nuclear generation capacity in Ontario are presented in Table 3.
It is estimated that labor requirements associated with disposal
facility construction and operation, and with used-fuel transportation,
would generate 25 800 man-years of direct employment, with an additional
100 000 man-years of indirect labor, and 200 man-years of transportation
labor. The funds required to construct, operate and decommission a disposal
facility, and to operate a used-fuel transportation system, are substantial.
It is estimated that the surface facility operating costs would be $185
million 1979$ per year, of which 18% would be required to purchase the immobilizing lead for the current reference containment system. The overall
costs are provided for, in that charges to the Ontario consumer include a
charge to cover future storage and disposal costs.
In the environmental and safety analysis, estimates were made of
radiological effects on workers and the public due to used-fuel transportation and to normal facility operation. Facility effects were assessed
assuming air and waterborne emissions due to (conservatively estimated) fuel
bundle failure. Excluding exposure via emissions to small chain-lakes,
estimated annual doses arising from the sources above were well below the
natural background radiation level (Table 4 ) . Doses acquired via chain-lake
- 65 -
TABLE 3
OPERATING CAPACITY OF A CONCEPTUAL USED-FUEL DISPOSAL FACILITY
Used-Fuel
Facility-
Bundle Capacity
Operation*
*
Annual
Sum
Half Capacity (9 years)
291 600
2.6 x 10 6
Full Capacity (26 years)
583 200
15.2 x 1 0 6
Generation Scenario
180 000
6.3 x 10 6
Estimates are for operating 300 days per year at 24 hours per day.
Half and Full Capacity;
The figures given are estimates of the maximum
capacity of the conceptual disposal facility, operating for the initial
9 years at half capacity, and the following 26 years at full capacity.
Generation Scenario;
The figures given are for the projected annual
bundle production rate, and the total quantity of used-fuel bundles
produced by Ontario Hydro's presently installed and committed nuclear
generating stations over the period of facility operation.
- 66 -
TABLE 4
ESTIMATED ANNUAL DOSE EQUIVALENT TO AN INDIVIDUAL MEMBER OF
THE PUBLIC FROM A CONCEPTUAL DISPOSAL SYSTEM
*
Activity
Maximum Total Annual Dose
|j.Sv
Transportation
% of Natural Background
30.0
1.5
7.8
0.4
46.0
2.4
Facility Emission:
Airborne
Waterborne (to lake or river)
Waterborne (chain-lakes)
55-1400
3-74
Dose estimates are for full capacity operation (see Table 1 ) . Airborne
emission estimates assume a defective fuel bundle rate of 0.3%, of which
1% of the failed used-fuel inventory is released as particulates, and
<0.003% of this escapes in airborne emissions.
Waterborne emission esti-
mates are based on the assumption that <0.01% of the inventory released
as particulate is released along with a small amount of laundry waste
water to a diluting body of water.
The average natural background radiation level in Ontario is
1900 nSva"1.
- 67 -
dilution, although still below background level, varied greatly in magnitude. The source term for waterborne emissions was based on very conservative assumptions; therefore some of the calculated doses are probably unrealistically high. Doses to facility workers during normal, full capacity
operation, and the associated risk estimated from International Committee or.
Radialogical Protection (ICRP) mortality figures adjusted to reflect the
facility's personnel (e.g., age and sex), are summarized in Table 5. In
each category analyzed, the estimated risk was comparable to or lower than
those for well-accepted industries having high safety standards. Most of
the occupational dose resulted from bundle transfer activities and
associated equipment maintenance, and could be decreased by reductions in
handling requirements and design changes.
Subsequent analysis of the effects of extreme natural phenomena
and "worst-case" accidents on transportation of used fuel and disposal facility operation yielded estimates of maximum radiation doses to a member of
the public that were much less than the dose limit of 0.25 Sv recommended by
the ICRP. Frequencies of "worst-case" accidents (Nathwani 1983) were
estimated to range from negligible (or indeterminably small, e.g., an
earthquake) to 1.3 x 10~ 5 per year (e.g., a transport accident).
The pre-closure assessment resulted in the identification of several factors, such as lead use and occupational radiation doses, where improvements in equipment and procedures could significantly reduce the estimated effects. Also, the review of the social impact analysis has led to
the development of new methods and models to be included in the third
assessment.
7.2
POST-CLOSURE ASSESSMENT
A detailed study of the post-closure phase of the disposal concept
has been performed for the second interim concept assessment (Garisto and
Lyon 1984; Wuschke et al. 1985b) using the second version of the SYVAC
computer code, SYVAC2 (Sherman et al. 1986).
7.2.1
SYVAC2 Development and Results
Analyses have been carried out using SYVAC2 for the disposal of
nuclear fuel waste in the form of
(1)
used-fuel bundles,
(2)
recycle waste with 1 2 9 l incorporated in bismuth oxyiodide, and
most other nuclides in sodium calcium aluminosilicate glass, and
(3)
recycle waste with 1 2 9 I incorporated in barium iodate, and most
other nuclides in sodium calcium aluminosilicate glass.
These analyses have shown that for all three options, no consequences to man are predicted for tens of thousands of years, and that 1 2 9 l and
99
Tc were the major contributors to dose.
- 68 -
TABLE 5
SUMMARY OF CONVENTIONAL AND RADIOLOGICAL OCCUPATIONAL RISKS
ASSOCIATED WITH A CONCEPTUAL DISPOSAL FACILITY
Collective
*
Risk
Activity
Risk.
Radiological
(fatalities
Dose to All
per 10 8 man-h)
Personnel (Sv)
Radiological
Nonradiological
Transportation
3.49
2.7
Facility Operation
1.79
1.2
Facility Construction:
surface
vault
Transportation (max.)
47
154
0.8
Facility Operation:
vault (mining)
vault (emplacement)
industrial
toxic
154
4
2
**
Estimated using the full capacity operating scenario (see Table 1 ) .
Risk was estimated using ICRP mortality figures adjusted to reflect the
facility's personnel (e.g., age and sex).
** Risk was assumed to be negligible.
- 69 -
In Figures 20a and 20b, the results of the SYVAC2 simulations are
presented in terms of consequence estimates (annual effective maximum dose
equivalent or annual probability of carcinogenic or genetic effects) to a
member of a reference group, occurring up to a specified time. A member of
the reference group is assumed to live his entire life in the area where the
radionuclides from the vault would reach the surface. The consequences are
plotted as downward cumulative distributions, for the period to ten million
years after disposal of the waste. The fraction of the estimates exceeding
specified level can be read directly from the curves. For example, from
Figure 21a which shows the results for used fuel, it can be seen that 7% of
the estimates exceed 1% of the average annual dose from natural background
radiation. This level is exceeded in 2.5% of the estimates for recycle
waste with 1 2 9 i in bismuth oxyiodide, and by 11% of the estimates for
recycle waste with 1 2 9 I in barium iodate (Figure 20b).
There are a number of barriers, both natural and engineered, that
inhibit the transport of radionuclides from the vault to man's environment.
The main barriers are the waste form, the containers, the buffer and backfill, and the geosphere. The SYVAC2 results indicate that the most important of these barriers is the geosphere, although retention of the radionuclides by the primary waste form (used fuel or sodium calcium aluminosilicate glass) is also important. The different retentive abilities of the
waste forms - used fuel, bismuth oxyiodide and barium iodate - for 129-j- w a s
the major factor determining the differences in dose distribution for the
three cases. The delay provided by the containers is usually orders of
magnitude less than that provided by the geosphere, and hence has little
effect on the dose to man. The delay provided by the backfill and buffer is
insignificant compared with that provided by the geosphere, and has little
effect on the dose to man.
The effectiveness of the geosphere as a barrier depends on the time
required for groundwai.cr to move through the geosphere, and on the sorption
of radionuclides onto the rock fracture surfaces.
For all three options, SYVAC2 showed that the high dose scenarios
were almost entirely due to ingestion pathways, especially ingestion of
water and terrestrial plants.
To test the convergence of SYVAC2 results, tests were carried out
on a large number of SYVAC runs (30 000 accepted runs). The runs were divided into three groups of 10 000 runs each, and the average dose from each
group was plotted as a function of the number of runs included in the average. As shown in Figure 21, the results from each group showed a tendency
to reach an asymptotic value as the number of runs increased, i.e., to converge, indicating that the SYVAC results are reasonably consistent.
A method for estimating the confidence bounds of the SYVAC results
and for estimating the number of runs required to meet a stated level of
confidence has also been developed (Andres 1986; Wuschke et al. 1985b).
Results obtained using this method agree with those obtained using the convergence tests described above.
- 70 -
ANNUAL PROBABILITY OF CARCINOGENIC AND GENETIC EFFECTS
,0-1«
10-"
o.o
10
I0" 6
I0-">
10" 6
10-«
10-«
10"*
10"*
MAXIHUH ANNUAL DOSE EQUIVALENT (mSv)
(a) Used Fuel
ANNUAL PROBABILITY OF CARCINOGENIC AND GENETIC EFFECTS
JO-1»
I0"1*
lO" 10
10-«
10"»
JO"»
10-*
1.0
0.8-
BlsrauCh
Oxyiodide
0.0
HAXIHUH ANNUAL DOSE EQUIVALENT
FIGURE 20:
(«Sv)
Downward Cumulative Distribution of Conseqv°nces within
10 7 Years after Disposal and a 99% Confidence Bound for
(a) Used Fuel and (b) Recycle Waste
- 71 IAO -]
120 -
SYVO56.DAT
SYVO36.DAT
f 100 H
a
SYVO33.DAT
z 8^
O
Q
z
60 -
20-
2000
4000
6000
8000
10000
TOTAL NUMBER OF RUNS
FIGURE 21:
Mean Dose versus Number of Runs, Taken 100 at a Time,
for Three 10 000 Run SYVAC2 Cases
A consequence-probability (risk) limit of 10~ 5 per year for nuclear disposal has been proposed by the Nuclear Energy Agency of the OECD.
This has been used to illustrate how SYVAC results could be used to evaluate
the acceptability of a nuclear fuel waste disposal concept (Lyon et al.
1984), as shown in Figure 22.
A critical review of the safety acceptance criteria for nuclear
fuel waste disposal concepts, either in use or being developed by various
countries and international agencies, has commenced (Mehta 1985a).
It should be noted that the results and conclusions of this
assessment depend on the models and data used, and may change somewhat as
research continues to refine the models and provide further data. Therefore
the results of this assessment cannot be used to draw final conclusions
about the acceptability of the Canadian disposal concept. However, the
results to date give confidence that disposal in plutonic rock will prove to
be an acceptable method of disposing of nuclear fuel waste.
7.2.2
SYVAC3 Development
In order to obtain more reliable predictions of the impacts of
disposal, a third version of SYVAC, SYVAC3 (Goodwin 1985b), is being developed. A development strategy has been formulated for SYVAC3, which addresses the production of a quality-assured code, the improvement and generalization of the SYVAC 'executive' modules, and the introduction of updated
submodels for the vault, geosphere and biosphere.
OECD Risk Limit
Ix 10'
8xlÖ6
S 6x10
m
4xlÖ 6
I
SYVAC2-C Results
2xlÖ 6
Risk due to 1% of natural background radiation
io v
10
10
Time (a)
FIGURE 22:
SYVAC Estimate of Annual Risk Versus Time and OECD Risk Limit
10
- 73 -
The SYVAC 'executive' is the part of the computer code that provides the framework for the vault, geosphere and biosphere submodels,
controls input and output, and selects parameter values. It also contains
an algorithm which is used to compute the convolution integral. For some
scenarios, a loss in accuracy occurred in computing this integral in SYVAC2,
and changes are being made to avoid this problem in SYVAC3. Preliminary
studies suggest that a specified accuracy can be achieved.
The logical structure of SYVAC2 involved the use of a few large
common blocks that made quality assurance and submodel replacement difficult. To accommodate quality assurance techniques and to facilitate the
replacement and testing of alternate submodels, the input and calculated
submodel data are being reorganized in SYVAC3 into logically separate and
independent common blocks.
Preliminary studies have been carried out to determine the effects
of using time-dependent coefficients in the convection-diffusion equation
for the vault submodel. The results suggest that the use of constant
coefficients, with a suitable range of possible values, will be adequate to
cover the flux of radionuclides from the vault. Thus, it may not be
necessary to estimate the variation in time of the affected parameters,
provided that their extreme values are known.
The investigation of the 'equivalent K,1 approach to approximating
sorption in the buffer, which would be characterized by the nonlinear
Freundlich isotherm, has continued. The results suggest that calculated
fluxes of radionuclides from the vault using the equivalent K, approach, are
in satisfactory agreement with those obtained using the Freundlich sorption
isotherm, for a wide range of buffer thicknesses (0.1 - 100 m ) .
An analysis has been performed on the dissolution of the barium
iodate waste form in bentonite buffer saturated with brine or granite
groundwater. The analysis predicts that the iodate concentration at the
waste form surface will be constant, the concentration depending on the
chemical composition of the groundwater and the amount of sorption onto the
buffer.
Parameter values for the vault submodel are usually selected independently of each other, and this can lead to a set of parameters that
define an unrealistic or impossible scenario. To correct this, chemically
related parameters, such as distribution coefficients and elemental solubilities, will be defined as functions of 'basic' chemical variables, such as
pH, electrochemical potential, and ionic strength. These 'basic' chemical
variables are randomly selected from distributions and used to define a
feasible scenario. An explicit mathematical function, which describes the
solubility of used fuel as a function of chemical parameters, has been
derived from thermodynamic principles. This allows the solubility to be
approximated without the use of complex thermodynamic equilibrium programs
(Garisto and Garisto 1984).
A review of techniques for handling correlated parameters has been
carried out for SENES Consultants Inc., as part of their contract work for
the National Uranium Tailings Program (Andres and Goodwin 1984). The techniques identified will be considered for use in SYVAC3.
- 74 The DROSS computer program, used to evaluate simple compartmental
models with arbitrarily assigned chemistry and boundary conditions, has been
successfully applied to the modeling of radionuclide transport in the CRNL
glass block experiment. It has also been used to clarify the problems associated with the use of a zero concentration boundary condition at infinity
in the finite path length geosphere submodel, and in a number of other
studies of alternative vault and geosphere submodels.
To facilitate further geosphere submodel development when information for modelling the URL becomes available, and to investigate the characteristics of the SYVAC2 geosphere submodel, a version of SYVAC2 with a
simplified biosphere model has been prepared.
7.3
OTHER ASSESSMENT STUDIES
7.3.1
Subseabed Disposal
A version of the SYVAC code, SYVAC1-S, has been developed to
assess the subseabed disposal of nuclear fuel waste. The code includes an
18-compartment ocean submodel, and has been applied to studies of the subseabed disposal of fuel recycle waste immobilized in glass. Assessments of
a reference case and four accident scenarios were performed in both deterministic and stochastic modes.
The reference case considered 24 390 undamaged containers of waste
emplaced in 30 m of sediment. Four accident scenarios were considered. The
first (case 1) considered the reference case with 10% of the containers
damaged on the jediment surface. The second was similar to case 1, except
that the damaged containers were assumed to be emplaced in 10 m of sediment.
The third and fourth accident scenarios considered the reference case with
10% of the undamaged containers on the sediment surface, and emplaced in
10 m of sediment, respectively.
The highest maximum doses were calculated for the first accident
scenario, in which 10% of the containers were damaged and on the sediment
surface. The major contributor to the dose was ^Âm ^ n ê acci<jent scenarios involving containers on the sediment surface, and 2 3 7 Np in all other
cases.
7.3.2
Studies of Individual Radionuclides
Iodine-129 in used-fuel bundles is produced by fission in a
nuclear reactor. Because of its long half-life (1.6 x 10 7 years), and its
mobility in the environment, it has the potential of becoming globally distributed. Potential doses from 129j w e r e estimated using a compartmental
transport model for a world scenario in which all electricity would be
generated by nuclear power. Individual and collective thyroid doses were
calculated for three groups: local persons living near a facility in the
Canadian Shield, regional persons living in the lower Great Lake Basin, and
average global persons (Wuschke et al. 1985a). Strategies studied were
direct discharge to the atmosphere, ocean dumping, subseabed disposal, and
disposal in a vault deep in plutonic rock. The results showed that only
direct atmospheric discharge resulted in local thyroid doses in excess of 1%
- 75 -
of the limit recommended by the ICRP (ICRP 1977). Of the management strategies studied, none resulted in global doses in excess of 1% of the ICRP
limit.
A ... .arate analysis (Wuschke 1985) was carried out to estimate how
much reduction in dose could be achieved by collection and geological disposal of x^r ' and i 4 C , compared with releasing them in reprocessing plant
effluents. .t was concluded that if the 129j w e r e collected and underwent
geological disposal, a substantial reduction in individual dose rates could
be achieved, while the reduction in "infinite" collective dose commitment
(i.e., dose to the world population, integrated to infinite time) would be
small. The converse was concluded for ^ C . However, geological disposal
would postpone the radiological impact of 1 2 9 1 , compared with effluent
release.
7.3.3
Sensitivity Analysis
Sensitivity analyses are carried out in an attempt to identify the
important parameters affecting the predictions of SYVAC
SENSYV (SENsitivity to SYVAC) is a computer code developed to
assist in the analysis of the SYVAC output, using multiple runs to analyze
each parameter. The SENSYV method involves a large amount of computer time.
The ANSENS (ANalyze SENSitivity) is another computer code used to
analyze the SYVAC output. This code uses one run to analyze many parameters
simultaneously thus saving computer time. A users' manual has been produced
for this code, and the code has been tested by comparing the results
obtained using ANSENS with those obtained from other computer codes that use
linear correlation coefficients. Identical sets of data were used for both
calculations, and the results showed little difference between the two.
8.
PUBLIC INTERACTION
It is recognized that the disposal of nuclear fuel waste will not
be implemented without public acceptance based on knowledge and understanding. Therefore, AECL is committed to full and open communication with the
public, elected officials, and the technical community on all aspects of the
research and development program.
Public interaction activities are concentrated mainly in Ontario
and Manitoba, since these provinces include those portions of the Canadian
Shield where field studies are taking place. The activities are directed
from the Whiteshell Nuclear Research Establishment, with information officers also stationed in Toronto.
AECL continued to provide information to the public on various
aspects of the waste management program through a variety of means, including displays, information pamphlets and booklets, films, and public speakers. In 1984, an estimated 823 000 television viewers and 34 100 liveaudience viewers saw the film, "Nuclear Fuel Waste Management: Planning for
Tomorrow", and 500 teachers' guides to the film were distributed for use in
- 76 -
class-room viewing. Several new pieces of information material were produced during the year, including information cards with simulated fuel pellets, souvenirs of rock, from the Lac du Bonnet pluton for the opening of the
surface facilities of the Underground Research Laboratory, a brochure describing the Immobilized Fuel Test Facility, and souvenir matches with the
waste management logo. A new 51-page booklet, "Nuclear Fuel Waste Management: Protecting the Future" proved very popular, more than 30 000 copies
being distributed in 1984. The Nuclear Fuel Waste Management Program exhibit was stationed at 28 locations in 1984, primarily at shopping malls,
universities and annual meetings of interested organizations. Research
scientists participated in information seminars at 37 locations during the
year. The Energy Column, a newspaper column written by David Foster of
Energy Pathways, appeared irregularly in about 80 newspapers during the
first part of the year but was discontinued because of declining interest on
the part of the newspapers.
Briefings for elected and appointed officials in regions near
field research areas continued throughout the year. AECL's work in these
areas is now widely accepted as being of a research nature rather than the
first step to selecting a disposal site.
Liaison with the media continued in an effort to ensure accurate
coverage of progress in the Nuclear Fuel Waste Management Program. Good
media coverage resulted from the official opening of the surface facilities
of the Underground Research Laboratory near Lac du Bonnet, Manitoba. Some
concern about possible future waste disposal in Manitoba continued to be
voiced by a small opposition group, despite repeated assurance by AECL that
the work is of a research nature only.
The community relations program provides an opportunity for feedback from residents near field research areas. Some 800 local residents and
elected officials attended a brief ceremony and toured the surface facilities at the Underground Research Laboratory in May. Some concern was
expressed in Atikokan when AECL announced a reduction in planned spending
for the year on the Regional Flow System Study as a result of cash flow
considerations. No activity took place at the Overflow Bay/Denmark Lake
research area, and little public concern was expressed about the work at the
East Bull Lake research area in 1984. As a result of decreased requirements
for public interaction in the field research areas, the Thunder Bay information office was closed.
As part of a continuing monitoring of public attitudes on the
Nuclear Fuel Waste Management Program, AECL contracted with Gallup to conduct a major survey in Ontario, designed to help develop an understanding of
some of the issues surrounding nuclear fuel waste management. Results of
the survey show that the level of knowledge of the Nuclear Fuel Waste
Management Program has continued to increase gradually. Forty-three percent
of respondents correctly identified underground disposal in the Canadian
Shield as the proposed disposal method. In northern Ontario, the level of
knowledge of the proposed disposal method was 55%. Knowledge of where
nuclear fuel wastes are now stored was low (51% of Ontario residents professed not to know, while only 23% identified the correct locations).
- 77 -
A majority (58%) of respondents felt that a demonstration disposal
facility would be necessary before people would accept that nuclear fuel
wastes can be disposed of safely.
Although support for a disposal facility near the respondent's
community was still low, the survey produced a more positive response than
in 1983. Fourteen percent of Ontario residents said they would be somewhat
or strongly in favor of having a disposal facility located near their community if the disposal method is found to be safe, as opposed to only 8% in
1983. Acceptance in northern Ontario was considerably higher, at 22%.
Increased employment, government grants and subsidies, full access to information, a compensation agreement, and independent community monitoring of
the disposal facility increased acceptance of siting to 31% in the whole of
Ontario and to 32% in northern Ontario. The most significant of these
incentives, which 35% of respondents said would make siting more acceptable,
was increased employment.
A report by David Foster of Energy Pathways, which defines some of
the social issues related to nuclear fuel waste management, reached the
final draft stage. This study, tc be produced as a Technical Record, will
be made available to groups wishing to engage in a consultation dialogue
with AECL.
During 1984, considerable effort was devoted to developing a public participation program (Freeh 1985), during which AECL will discuss
social and other issues relating to nuclear fuel waste management with public and special interest groups. Invitations to participate in the program
were issued to 52 interest groups identified by a consultant as being broadly representative of the Canadian public. Public attitudes surveys, focus
groups and other techniques »ill be used in addition to the public consultation program to identify social issues and to enable AECL to address these
issues at the public hearing at the end of the Concept Assessment Phase of
the Nuclear Fuel Waste Management Program.
9.
SUMMARY AND CONCLUSIONS
The research program to establish a method for the safe management
of nuclear fuel waste has completed its fourth year and is proceeding on
schedule. Atomic Energy of Canada Limited has responsibiiity for the immobilization and disposal components of the program; Ontario Hydro is responsible for used-fuel storage and transportation. AECL has encouraged the
participation of Canada's technical community to ensure that their expertise
is utilized in the program's scientific and engineering activities. Several
government groups are working closely with AECL in the program, and private
industry and consultants are also extensively involved. In addition, faculty members of several Canadian universities have research contracts covering
a wide range of topics.
The federal government continues to endorse the program, and provides the funding for immobilization and disposal research. During the
concept assessment phase (1981-1990) the federal government has approved an
average annual funding of approximately $29 million (1981$) for generic
- 78 -
research and development. Ontario Hydro, in addition to directing and
funding the storage and transportation components, provides approximately
$1 million annually in the form of technical assistance to the immobilization and disposal research.
An independent Technical Advisory Committee, established in 1979,
provides an ongoing scientific review of the program. The Committee advises
AECL on the extent and quality of the research, and interprets and evaluates
it for the scientific community and the general public. The five annual
reports issued by the Committee to date are available to the public.
A review and evaluation of the concept of deep underground disposal is planned for the late 1980s. It will take into account comments
from the Technical Advisory Committee, general public, various government
departments, the universities, and special interest groups. This input, in
addition to AECL's assessment of the concept, will assist in ensuring that
the disposal concept is thoroughly reviewed.
During 1984, in Ontario Hydro's nuclear fuel storage program, new
high-density fuel bundle containers were installed in the Pickering Nuclear
Generating Station "A" auxiliary storage bay; they are designed to produce a
50% increase in storage capacity. In the transportation program, studies on
the heat dissipation of a simulated used-fuel transportation cask demonstrated that the cask temperature remains within acceptable limits during transportation. Other tests showed that potential releases of radioactivity
under normal and accident conditions are small, and computer-based analyses
of the response of the cask to accident impacts showed that the cask would
meet all present regulatory requirements. In addition, handling studies
indicated acceptably low personnel doses during the loading of used fuel
into the casks.
In the fuel waste container program, stressed-shell container
design analyses showed that a preliminary design using grade-2 titanium
alloy would buckle under vault conditions; changes to the design are now
under way. Deformation tests on a half-scale supported-shell container
showed satisfactory performance under pressures to be expected in a vault,
even when a void was deliberately left in the supporting lead filling.
Grade-2 titanium alloy, one of the candidate container materials, was found
to be susceptible to crevice corrosion in the presence of oxygen, but
grade-12 titanium alloy showed resistance to this form of corrosive attack.
In the used-fuel characterization work, effects on the dissolution of used
fuel due to radiation were observed only at high radiation levels.
Development of equipment for immobilizing fuel recycle waste began
at the Waste Immobilization Process Experiment (WIPE). In the experiment,
parametric studies were completed on a fluidized-bed calciner, and satisfactory evaporator operating parameters were identified.
In the vault studies, the Immobilized Fuel Test Facility was commissioned and the first experiments began. Studies on possible long-term
changes to buffer materials under vault conditions led to the elimination of
calcium bentonite as a candidate buffer material. Measurements of buffer
and backfill properties confirmed the suitability of selected sand-clay
mixtures as buffer materials, and aggregate-clay mixtures as backfill.
- 79 -
In general geotechnical field studies, the work on plutonic rock
formations produced models for the microfracturing of the rock in response
to stresses, and for the flow of groundwater in a network of discrete fractures. As well, geochemistry research provided new data on the interaction
of radionuclides with the minerals in rock fractures, indicating that iron
oxides and oxyhydroxides play an important role in the sorption of radionuclides. Studies of natural uranium-bearing rocks showed that a large
fraction of the uranium and its decay products are retained in the deposit
near the point of origin for very long times.
Geotechnical programs at the Whiteshell, East Bull Lake and
Atikokan research areas contributed to the identification of the main waterbearing zones, their flow characteristics, and their major hydraulic connections. Groundwater samples from various depths confirmed that the chemical
composition of the groundwater near the surface differs markedly from that
at depths of several hundred metres, supporting the suggestion that there is
only slow mixing of surface waters with groundwaters at depth.
A major focus of the geotechnical modelling program in 1984 was
the continuing development of a method to predict the properties and locations of the major fractures in a rock mass that ould be potentially suitable for hosting a disposal vault. A technique has been identified, and
tests to determine its usefulness are in progress, using data from the
Atlkoka.n Research Area. In other studies, groundwater flow models for both
a uniformly porous medium and discrete flow paths were completed and tested,
and participation began in an international project, HYDROCOIN, to compare
results of various hydrogeological models from the participating countries.
Work to refine the present biosphere model continued through further field studies. Groundwater transport measurements showed that the
large-scale dispersion of groundwater in saturated, unconsolidated sediments
is dominated by aquifer stratification. Measurements were made and models
derived for predicting the dilution of radionuclides discharged into surface
waters, as they mix with flows resulting from melting snow and precipitation. Results obtained at Perch Lake indicate that cobalt undergoes sedimentation 20 times faster in summer than in winter, and soil leaching
studies showed that many radionuclides are leached from a mineral soil by
melting snow and spring rainfall. In studies of animals in the food chain,
inhalation and soil ingestion by animals were determined to be significant
pathways for radionuclides to enter the food chainAnalyses leading to the second interim pre-closure assessment were
completed for both radiological and nonradiological effects on man of the
transportation system and disposal facility. All exposures to radiation
were estimated to be below natural background levels, the highest exposure
resulting from the assumption that small chain lakes are used as the water
source for a disposal facility. Analyses of accidents for situations ranging from very improbable events, such as earthquakes, to credible transportation accidents gave estimated risks that are comparable to, or lower than
those for well-accepted industries with high safety standards.
In the post-closure assessment, analyses were carried out using
SYVAC2, an improved version of the analysis code, for the disposal of usedfuel and recycle waste. These analyses showed that no significant consequences to man are predicted for tens of thousands of years after disposal,
- 80 -
and that the probability that the annual dose to a member of the most exposed group of individuals will exceed 1% of the annual natural background
dose of about 2 mSv is between 2.5 and 11%, depending on the waste option.
Other assessment projects completed in 1984 included the application of
SYVAC to subseabed disposal, and sensitivity tests to estimate the effect on
the predicted dose when model assumptions or parameters are changed.
AECL's program of public interaction continued, through provision
of information to the public and elected officials, liaison with the media,
and monitoring of public attitudes. Residents of the surrounding area were
invited to the opening of the Underground Research Laboratory, where they
were informed of the plans for the project. Some concern was expresspd by a
few residents about possible future nuclear fuel waste disposal in Manitoba,
despite AECL and government statements that the project involves only research. Public attitude surveys taken in Ontario during 1984 showed that
43% of residents could correctly identify underground disposal in the
Canadian Shield as the proposed disposal method. Support for a disposal
facility near a resident's community is still low, but slightly higher than
in 1983. The most significant incentive to accept a facility is the increase in employment that the facility may bring to the surrounding area. A
report was completed, defining some of the social issues related to nuclear
fuel waste management; this report will be made available to groups wishing
to engage in a dialogue with AECL on the social aspects of nuclear fuel
waste management.
In conclusion, the Canadian Nuclear Fuel Waste Management Program
progressed satisfactorily during 1984, and all the activities required to
complete concept assessment are now underway. The main technical tasks
remaining are the full development of the reference technology for fuel
disposal operations, consolidation of the scientific data and models forming
the basis for the assessment, and the performance of the formal concept
assessment and its documentation. The results of the program to date, while
preliminary, continue to support the view that the disposal of nuclear fuel
waste in plutonic rock of the Canadian Shield would be both feasible and
environmentally acceptable.
ACKNOWLEDGEMENT S
The compiler wishes to acknowledge with gratitude the prompt and
conscientious contributions of the Working Parties. Their summaries provided the bulk of the material in this report. The valuable contribution made
by R.S. Dixon in editing the text is also acknowledged with gratitude.
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and R.B. Lyon. 1985b. Second interim assessment of the Canadian concept for nuclear fuel waste disposal - Volume 4: Postclosure assessment. Atomic Energy of Canada Limited Report, AECL-8373-4.
Wuschke, D.M., P.A. Gillespie and D.E. Main. 1985c. Second interim assessment of the Canadian concept for nuclear fuel waste disposal Volume 1: Summary. Atomic Energy of Canada Limited Report,
AECL-8373-1.
Zach, R. 1982. Preliminary probability density functions for the parameters of the food chain model LIMCAL. Atomic Energy of Canada Limited
Zach, R. 1985. Animal's inhalation pathway in nuclear fuel waste management assessments. Health Physics (in preparation).
Zach, R. and K.R. Mayoh. 1983. Soil ingestion by cattle:
pathway. Health Physics 46_, pp. 426-431.
A neglected
Zach, R. and G.R. Sherman. 1983. LIMCAL-S, a comprehensive stochastic food
chain model for nuclear fuel waste disposal concept assessment. Atomic
Unrestricted, unpublished report, available from SDDO, Atomic Energy of
Canada Limited Research Company, Chalk River, Ontario KOJ 1J0.
- 97 -
APPENDIX A
Statement Issued by the Honourable Marc Lalonde, Federal Minister
of Energy, Mines and Resources, and the Honourable Robert Welch, Ontario
Minister of Energy, 1981 August 04:
CANADA-ONTARIO JOINT STATEMENT
ON THE NUCLEAR FUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM
The Canada/Ontario Nuclear Fuel Waste Management Program has made
steady progress since its inception in June 1978. Over the next decade, the
program is expected to demonstrate that the concept of deep geological
disposal in stable rock formations is a fully acceptable method of disposing
permanently of high-level radioactive wastes from the nuclear fuel cycle.
Under the agreement, the responsibility for work on the storage
and transportation of irradiated nuclear fuel was allocated to Ontario Hydro
while the responsibility for work on the waste immobilization and disposal
was allocated to Atomic Energy of Canada Limited.
We are today announcing the process by which acceptance of the
disposal concept will be undertaken and some changes to the direct public
involvement in the present research phase. These changes result from the
government's decision that no disposal site selection will be undertaken
until after the concept has been accepted. This decision also means that
the responsibility for disposal site selection and subsequent operation need
not be allocated until after concept acceptance. The overall responsibility
for regulation and control of nuclear matters rests with the federal government under the Atomic Energy Control Act, 1946.
Subsequent statements detailing further steps in the overall program will be made well in advance of their being put into effect.
PROGRESS IN CONCEPT ASSESSMENT RESEARCH
This major research and development effort is aimed at providing
the scientific information needed for evaluation of the deep geological
disposal concept. The scientific evidence will be presented in a series of
"Concept Assessment" documents prepared under the direction of Atomic Energy
of Canada Limited (AECL). A significant part of this research and development program, namely the investigation of the geology and hydrogeology of
the hard igneous rocks of the Canadian Shield, has been pursued at three
granite research areas in Ontario (White Lake, Chalk River and Atikokan) and
one in Manitoba (Whiteshell).
This research work is of a generic nature and does not involve
disposal of any radioactive material, nor does it represent any intention
that research sites ultimately would become sites for disposal of nuclear
fuel wastes.
- 98 -
The initial results of this field research, as well as work conducted in AECL's laboratories and through a large number of consultants and
contractors from private industry and universitites, were widely published
in December 1979 and 1980 in AECL's first two annual reports on the
program.
The program also has been assessed by an independent Technical
Advisory Committee, consisting of representatives of several professional
and academic associations. This committee issued its annual reports in May
1980 and 1981.
While analysis of the research results at this time can only be
preliminary, the conclusions reached in these four reports support the view
that nuclear fuel wastes can be safely disposed of by deep burial in a geologically stable hard rock formation.
Underground Research Laboratory
A significant addition to the Nuclear Fuel Waste Management
Program in the past few months has been the approval by the federal government of construction of an underground laboratory close to ACEL's Whiteshell
Laboratories at Pinawa, Manitoba. This underground laboratory, to be completed in the mid 1980's, will allow a wide range of measurements and tests
to be made approximately 300 metres below the surface in a granite rock
formation.
No nuclear fuel waste will be used at this facility. However, the
work will provide extensive information on the thermal properties of rock
and measurements of the movement of ground water within the massive granite
formation in which the underground laboratory is located. It will also
provide and opportunity for tests on the chemical and thermal interactions
between the various engineered components and the natural system and also
for tests of alternative shaft sealing methods.
EVALUATION PROCESS
It has been the intention from the beginning of the program that
the results of AECL's research work would be subject to thorough public and
regulatory srutiny. Enough information should be available from the research program by the mid 1980's to begin a formal evaluation of the disposal concept.
The two governments have reached agreement on the scope of this
evaluation process, the roles and responsibilities of their agencies and on
the means by which the public could become involved. An outline of the
process for the evaluation of the Concept Assessment, as agreed upon between
the two governments, is appended to this statement.
In summary, the evaluation process will involve the following
three stages:
1.
2.
3.
regulatory and environmental review,
a full public hearing, and
a decision by governments on the acceptability of the concept,
based on the information and recommendations flowing from stages 1
and 2.
Regulatory and Environmental Review
The federal government has decided that the Atomic Energy Control
Board will be the lead agency for the regulatory and environmental review of
the disposal concept. It will be assisted in the development of standards,
requirements and other regulatory functions by the federal Department of the
Environment and the Ontario Ministry of the Environment. Together these
three agencies comprise the Interagency Review Committee. They will adopt a
consultative and iterative approach with all interested parties including
other interested Governments and Departments, Atomic Energy of Canada
Limited, the Technical Advisory Committee of independent experts, the universities, public interest groups and the public in general.
In the present stage of the program, the Atomic Energy Control
Board will be responsible for ensuring that the disposal concept proposed by
Atomic Energy of Canada Limited is given a thorough review.
In subsequent stages of the program, the Control Board will regulate nuclear fuel waste projects through the issuing of licenses, in the
same way that it does for nuclear reactors and other projects within its
jurisdiction.
Public Hearing
When the regulatory review is completed, probably in the late
1980s, there will be a full public hearing under the auspices of the federal
government, thus ensuring that the public is involved throughout the
process.
Government Decision
Following the public hearing, the governments involved will have
three options:
1.
Concept acceptance. Confirmation by the Governments of Canada and
Ontario would then be a prerequisite to selection of any site for
a waste disposal facility.
2.
Conditional concept acceptance. This would require further
research work by AECL and resubmission of a final concept acceptance document.
3.
Concept rejection. In this event, the governments of Canada and
Ontario must consider alternative proposals.
- 100 -
FIELD RESEARCH
With regard to the research program itself, last summer AECL and
the Technical Advisory Committee reviewed the needs of the program. They
concluded that research drilling at two further areas in gabbro type rock,
in addition to the granite research areas already underway, would be
required to provide sufficient information on a range of ro k properties to
allow AECL to adequately assess the disposal concept.
On this basis, the two governments authorized further exploratory
work consisting of aerial and ground surveys of five possible research drilling areas in Northern Ontario. This work was announced by AECL on 1980
October 2.
Research Drilling Areas
Over the winter, the results of this exploratory work have been
evaluated by scientists and geologists in the program. Two research areas
have been selected on the basis of their suitable geological characteristics
and have been approved by the Governments of Canada and Ontario as research
areas for the purposes of the Nuclear Fuel Waste Management Program. The
areas are:
a.
East Bull Lake, 35 kilometres east of Elliot Lake in the Algoma
District, and
b.
Overflow Bay/Denmark Lake, 75 kilometres southeast of Kenora.
In announcing this further research work, AECL, as project manager, has been directed to work with adjacent municipalities, community
groups and the general public to provide whatever information may be
required about its research program in their particular area.
Both governments wish to reiterate that the work to be carried out
is research only, required for a generic assessment of the basic concept and
is not associated with the selection of a site for a disposal facility,
which will not occur until after a concept has been accepted by the regulatory agencies and governments.
General Field Studies
In addition, routine field activities such as placing of seismometers, water and rock sampling and geological surveys, in vsrious and widely
scattered locations in the Canadian Shield continue to be required for the
research program. These general field studies involve no deep drilling and
are typical of hundreds of geophysical exploration programs carried out
across Canada. The Governments of Canada and Ontario have given approval
for such general studies to proceed without the need for specific local
community approval.
Atomic Energy of Canada Limited, as manager of the research phase
of the Nuclear Fuel Waste Management Program, will continue to keep the
public informed on the progress of work and will answer inquiries related to
the research program.
- 101 -
INTERIM STORAGE
wastes
urgent
litypublic
Pending decisions on the long-term disposal method, spent fuel
will continue to be stored safely at reactor sites, so there is no
requirement for early establishment of an operating disposal faciThe concept assessment process will allow sufficient time for full
consideration of the disposal concept.
- 102 -
Attachment to Appendix A
CANADA/ONTARIO NUCLEAR FUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM
PROCESS FOR EVALUATION OF THE CONCEPT
Preamble: Spent fuel wastes from nuclear power reactors in Canada are
presently maintained under water in storage bays at the reactor sites. They
can be stored in this fashion cheaply, safely, and reliably for periods of
at least 50 years. Ultimately the wastes from spent fuel will have to be
disposed of permanently and safely.
Under the Canada/Ontario Agreement of June, 1978 for the management of radioactive spent fuel wastes, Ontario Hydro is performing research on storage
and transportation, and Atomic Energy of Canada Limited (AECL) is performing
research on the immubilization and permanent disposal of spent fuel wastes
deep in stable rock formations.
This present document defines the process by which AECL's concept of geological disposal will be evaluated by government. It is expected that this
process will be completed by 1990.
The Atomic Energy Control Board (AECB) will be the lead agency in this concept assessment process and will carry out its role through the powers
assigned to it under the Atomic Energy Control Act. It will be assisted in
the development of requirements and other regulatory functions by the
Ontario Ministry of the Environment and the Federal Department of the Environment. Together these agencies form the Interagency Review Committee
(IRC). Interested provincial governments will be kept informed and consulted as this process proceeds.
Once the disposal concept is accepted, proposals for the various stages of
licensing, required under the Atomic Energy Control Act and Regulations, can
be submitted to the AECB. It is expected that a full-scale commercial repository for disposal of the spent fuel wastes wo.ld be preceded by a demonstration repository which would operate for some years before the commercial
repository is built- The province in which a repository is located would
ensure that it met conventional provincial criteria for health, safety, and
environment impact.
Issuance of this document constitutes step No. 1 in this process. Subsequent documents will be developed and released according to the steps
outlined below.
1.
Public Announcement: Announcement by the Governments of Canada and
Ontario of the overall process to be implemented in the concept assessment phase of the waste management program.
2.
Issuance of Initial Statement on the Regulatory Review and Assessment
of the Disposal Concept: Issuance by the AECB of a statement on the
regulatory review and assessment of the disposal concept for public
review and comment. This statement will include requirements on the
content of the AECL submissions and performance requirements on the
- 103 -
impact of a sealed repository on the biosphere over long time periods.
Concurrent issuance by the three IRC agencies of an explanation of the
joint consultative nature of the regulatory review.
3.
Submission on Interim Concept Assessment Document: Submission by AECL
to the members of the IRC, interested groups, public libraries and
Government offices across Canada of the Interim Concept Assessment
Document, which will include a safety and environmental assessment, for
review and comment.
4.
Issuance of Final Statement on the Regulatory Review and Assessment of
the Disposal Concept: Issuance by the AECB of the final statement on
the regulatory review and assessment of the disposal concept. This
document will provide a basis for decisions on the acceptability of the
proposed concept.
5.
Issuance of Updated Concept Assessment Documents: Updated Concept
Assessment Documents issued by AECL from time to time including new
data from the research.
6.
Formal Submission for Acceptance of the Concept Assessment Document: A
formal submission of the Concept Assessment Document for the acceptance
of the AECB will be made by AECL. This is not expected to occur until
several years after the start of the process. This document will also
be submitted to the members of IRC, interested groups, public libraries
and Government offices across Canada.
7.
Review of Concept Assessment Document: Announcement by AECB of the
receipt of the submission and of the specific arrangements and schedule
for regulatory review including public consultation through a public
hearing process under the auspices of the Federal Government. A report
from the IRC on the Concept Assessment Document will be made available
to the public before the hearing.
8.
Report from Public Hearing: Recommendations arising from the Public
Hearing Process submitted to AECB by the responsible body and made
available to the public.
9.
Statement on Acceptability or Non-Acceptability of the Waste Disposal
Concept: Issuance of a statement by the AECB on the acceptability,
conditional acceptability, or non-acceptability of the concept.
10.
Concept Acceptance: In the case of acceptability, the Governments of
Canada and Ontario may accept the Concept Assessment Document. Acceptance would be a prerequisite to selection of any site for a waste
disposal facility.
In the case of conditional acceptability, further research work by AECL
and resubmission of a final Concept Assessment Document will be
required.
In the case of non-acceptability, the Governments of Canada and Ontario
must consider alternative proposals.
- 105 -
APPENDIX B
THE FIFTH ANNUAL REPORT* OF THE TECHNICAL ADVISORY COMMITTEE
ON THE NUCLEAR FUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM, JULY, 1984
SUMMARY
The Technical Advisory Committee (TAC) to Atomic Energy of Canada
Limited (AECL) on the Nuclear Fuel Waste Management Program was established
in mid-1979 following recommendations in earlier government reports and
suggestions from parts of the scientific community. The role of the Technical Advisory Committee is to advise AECL on the extent and quality of the
technical program on nuclear fuel waste management, acting as an independent
peer review committee. To ensure its independent status, the membership was
selected entirely from a list of nominees submitted by major scientific and
engineering societies in Canada. The Committee also accepts a role in
interpreting and evaluating the program for the scientific and technical
community, and the general public. This fifth annual report of the Committee describes its continuing review and assessment of the program during the
period May 1983 to May 1984.
The program, presently in its fourth year of the current generic
research phase, is to provide an assessment of the concept as to its safety
with respect to man and the environment, both now and far into the future.
The Committee reaffirms its view that the concept of nuclear waste disposal
in a vault located deep in a stable geologic formation, with the program
emphasis on such a formation in the Canadian Shield, is sound and fully
merits the present scientific and field effort. We also stress the importance of maintaining detailed studies on other geologic media alternatives
to igneous rock.
Although establishment of final performance criteria in the
Canadian context should be a careful development, TAC feels that efforts to
arrive at them now should be intensified because of the important steering
effect that radiological performance criteria will have on all aspects of
the waste management program. We urge that AECL and Ontario Hydro keep
abreast of new developments in this area so that they will be in a position
to proffer advice and rational alternatives. TAC itself continues to study
the question of criteria for such radiological safety, including issues such
as relating exposure standards to variation in natural background. TAC is
also pursuing the possibility of convening a workshop, involving Canadian
and foreign experts, within 1984/85 to focus on important issues relevant to
acceptance criteria.
* Available upon request to:
Dr. L.W. Shemilt, Chairman
Technical Advisory Committee to AECL
c/o McMaster University, JHE-136
Hamilton, Ontario, L8S 4L7
- 106 -
TAC supports the application of systems variability analysis in
assessing the environmental, health and safety aspects of the concept. The
adoption of software quality assurance techniques in designing, producing
and checking computer codes is a significant step in verifying the correctness of the SYVAC computer program used in systems variability analysis.
Emphasis is also placed on validating mathematic models with field and
laboratory observations.
There has been marked progress in the environmental research program in the last two years as new data have been gathered and improvements
made to the biosphere model. In groundwater discharge and transport
studies, many techniques, including thermal imagery, Landsat (satellite)
images, ground radar, and temperature probes are being tested for their
ability to gather relevant information. TAC is generally supportive of
these efforts but, in some cases, advises critical evaluation of preliminary
results prior to any input of major resources. The role of microorganisms
in groundwater transport of radionuclides is potentially significant and
work in this area should be closely focused and supervised to ensure that
the results are relevant to the needs of the program. It is noted that the
Atikokan Flow System Study is an excellent opportunity for coordination work
carried out in fractured rock and those in the unconsolidated zone as well
as that between Pinawa and Chalk River. TAC commends the increased research
activity in gathering information relevant to the Shield region and under
natural conditions. Many of the mathematic models, such as SCEMR for plant
soil systems and LIMCAL-S for food chains, are sufficiently well-developed
for penultimate evaluation. TAC recommends that the relevant documentation
be revised in the very near future to reflect the considerable progress made
in the environmental research program.
The program of geological research continues to show evidence of
increased coordination among the geological, geophysical, geochemical and
hydrogeological programs. TAC acknowledges the high quality of the field
research work being done, including mapping of structural and lithological
features of designated Research Areas and studies of mineral fillings and
alteration associated with fractures. TAC is pleased to note that future
research will include studies of the host rock gneisses continguous with the
Eye-Dashwa pluton. The Underground Research Laboratory (URL) continues to
be regarded as a most important and worthwhile facility. The underground
experimental program being planned is quite elaborate and covers most of the
subjects needed to provide specifications related to the objective of the
disposal program. TAC supports the plan for the experiments to be carried
out in three phases and notes that the construction program is proceeding
satisfactorily. Excellent progress is being made on hydrogeological instrumentation, monitoring and characterization of the URL site. In the Flow
System Study good progress is also evident with the work done in the collection and analysis of surface water, groundwater samples, tritium analyses,
thermal imagery fly-over, and installation of hydrometric, meteorological
and groundwater instrumentation.
In the area of geophysics, TAC reaffirms the importance and the
need for an on-going evaluation of priorities in the use of different geophysical techniques in order to ensure optimum use of resources during the
next several critical years before formal concept assessment.
- 107 -
The adoption of a general framework or evaluation system in the
geomechanics program is essential for a comprehensive and objective description of the rock mass using the same scientific terminology by different
groups. The development of geomechanical rock modelling capability deserves
a high priority and TAC is satisfied with the direction being taken in this
regard. It is strongly urged that the observations made and data gathered
during the URL construction phase be critically reviewed periodically. TAC
supports the continued effort to increase understanding of the effects of
rock/water interactions expected under vault conditions. Efforts at developing and improving thermodynamic data bases and models which describe radionuclide retention and sorption are encouraged.
Research activity on stressed-shell containers has reached a
satisfactory state in terms of design and fabrication. Current work on
supported-shell systems has the right emphasis and is proceeding well. It
appears timely for a compilation of data on materials evaluation including
fabricability, container closure methodology, and inspection and quality
assurance methods.
Program components in wasteform development are well balanced with
concentration of work on two reference glasses and sphene-based glass-ceramics. Continued and expanded efforts are urged to evaluate the effects of
alpha radiolysis on used fuel dissolution, on the release of radionuclides
and on the groundwater chemistry of the vault environment. Careful planning
of relevant research for the Waste Immobilization Process Experiment (WIPE)
is required for the efficient exploitation of the facility.
There is significant progress in the study of grouting, and studies of the mechanical and chemical compatibility among seals, grouts,
groundwater and host rock should also be considered. The proposed disposal
vault sealing experiments currently being designed for the URL to provide
both scientific and engineering data constitute an appropriately comprehensive and thorough approach.
TAC commends again the general high quality of the technical program, the full cognizance taken of work in other countries, the participation in international activities of direct relevance, and the degree of
openness by which information and technical results are made available. We
reiterate that the public, In general, and those resident in or near
research sites, in particular, should have free and easy access to full
information on research plans and activities. It is our understanding that
AECL is continuing to make a significant effort in this regard.
ISSN 0067-0367
To identify individual documents in the series
we have assigned an AECL- number to each.
Please refer to the AECL- number when
ISSN 0067-0367
Pour identifier les rapports individuels faisant partie de cette
série nous avons assigne un numéro AECL-"à chacun.
requesting additional copies of this document
from
Veuillez faire mention du numéro AECL -si vous
demandez d'autres exemplaires de ce rapport
au
Scientific Document Distribution Office
Service de Distribution des Documents Officiels
Chalk River, Ontario, Canada
KOJ 1JO
L'Energie Atomique du Canada Limitée
KOJ 1JO
Price: $5.00 per copy
prix: $5.00 par exemplaire
AECL-8398F
ATOMIC ENERGY
OF CANADA LIMITED
Ä T ^ " Ä L'ENERGIE ATOMIQUE
t f i j r
DU CANADA, LIMITEE
DE GESTION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE
compilé par
D. B. AAcConnell
Whiteshell Nuclear Research
Etablissement de recherches
Establishment
nucléaires de Whiteshell
Pinawa, Manitoba ROE 1 LO
April 1986 avril
Droits d'auteur © L'Énergie Atomique du Canada, Limitée, 1986
L'ÉNERGIE ATOMIQUE DU CANADA, LIMITÉE
RAPPORT ANNUEL 1984 SUR LE PROGRAMME CANADIEN DE
GESTION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE
compilé par
D.B. McConnell
Etablissement de Recherches Nucléaires de Whiteshell
1986 avril
AECL-8398F
1984 ANNUAL REPORT
Compiled by
D.B. McConnell
ABSTRACT
This report is the sixth in the series of annual reports on the
research and development program for the safe management and disposal of
Canada's nuclear fuel waste.
following activities:
The report summarizes progress in 1984 for the
storage and transportation of used fuel, immobiliza-
tion of nuclear fuel waste, geotechnical research, environmental research,
and environmental and safety assessment.
1986 April
This report is available
in English as AECL-8398.
AECL-8398F
DE GESTION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE
compilé par
D.B. McConnell
RÉSUMÉ
Le présent rapport est le sixième de la série des rapports annuels
sur le programme de recherche et de développement pour la gestion et
l'évacuation en toute sûreté des déchets de combustible nucléaire du Canada.
Il résume le progrès accompli en 1984 dans les secteurs d'activité suivants:
stockage et transport du combustible irradié, immobilisation des déchets de
combustible nucléaire, recherche géotechnique, recherche sur l'environnement
et évaluation quant à l'environnement et la sûreté.
L'Énergie Atomique du Canada, Limitée
Établissement de recherches nucléaires de Whiteshell
1986 avril
AECL-8398F
TABLE DES MATIERES
Page
1.
INTRODUCTION
2.
OBJECTIFS ET ORGANISATION DU PROGRAMME
3.
STOCKAGE ET TRANSPORT DU COMBUSTIBLE IRRADIE
4
3.2
4
4
5
8
3.3
3.4
4.
STOCKAGE DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ
3.2.1
Stockage sous eau
3.2.2
Stockage à sec
3.2.3
Stockage prolongé du combustible
3.2.4
Atelier International sur le Stockage
du Combustible Irradié
CENTRE DE DONNEES DE GESTION DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ
TRANSPORT DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ
3.4.1
Dissipation de la chaleur
3.4.2
Confinement
3.4.3
Réaction aux accidents
3.4.4
Manutention et utilisation du château
3.4.5
Etudes de la réaction du public envers
le transport du combustible irradié
3.4.6
Évaluation des systèmes de transport
8
8
9
9
9
12
12
12
13
IMMOBILISATION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE
13
4.1
13
4.2
4.3
4.4
IMMOBILISATION DU COMBUSTIBLE IRRADIE
4.1.1
Mise au point des conteneurs et évaluation
des matériaux
4.1.2
Caractërisation du combustible irradié
IMMOBILISATION DES DÉCHETS
4.2.1
Introduction
4.2.2
Mise au point des procédés et de l'appareillage
4.2.3
Mise au point des produits
4.2.4
Études de conception
CHIMIE DE L'ENCEINTE
4.3.1
Introduction
4.3.2
Essais sur systèmes à plusieurs éléments
4.3.3
Réactions d'altération
4.3.4
Études de sorption et de diffusion des
radionuclides
4.3.5
Biogëochimie des argiles tampons
SCELLEMENT DE L'ENCEINTE D'ÉVACUATION
4.4.1
Mise au point du tampon
4.4.2
Mise au point du remblai
4.4.3
Mise au point du jointoyage au mortier et du
scellement du puits et des galeries
14
20
21
21
22
23
30
30
30
30
31
31
32
33
33
34
34
TABLE DES MATIÈRES (suite)
4.4.4
4.4.5
5.
Études techniques de l'enceinte
Essais au LRS
35
35
PROJETS GÉOTECHNIQUES
35
5.1
5.2
35
5.3
5.4
5.5
5.6
5.7
5.8
INTRODUCTION
ÉTUDES GÉNÉRALES SUR LE TERRAIN ET MISE AU POINT
DES TECHNIQUES
5.2.1
Géologie
5.2.2
Géophysique
5.2.3
Propriétés de la roche et géomécanique
5.2.4
Hydrogeologie
5.2.5
Gêochimie
5.2.6
Autres milieux récepteurs possibles
5.2.7
Sismiscitê régionale
ÉVALUATION DE LA ZONE DE RECHERCHES DE WHITESHELL
5.3.1
Généralités
5.3.2
Évaluation du site du LRS
5.3.3
Évaluation du site de l'ERNW
ZONE DE RECHERCHES D'EAST BULL LAKE
5.4.1
Géologie
5.4.2
Géophysique
5.4.3
Propriétés de la roche et gêomëcanique
5.4.4
Hydrogeologie
ZONE DE RECHERCHES D'ATIKOKAN ET ÉTUDE DU RESEAU
D'ÉCOULEMENT D'EAUX
5.5.1
Géologie
5.5.2
Géophysique
5.5.3
Hydrogeologie de la surface du sol
5.5.4
Hydrogeologie du sous-sol â faible et
grande profondeur
5.5.5
Aménagement de la zone de recherches
LABORATOIRE DE RECHERCHES SOUTERRAIN
5.6.1
Aménagement du site des installations du LRS
5.6.2
Essais lors de la phase de construction
ÉTUDES TECHNIQUES ET CONCEPTS D'ENCEINTES D'EVACUATION
5.7.1
Etudes générales
5.7.2
Études techniques d'évaluation du concept d'un
centre d'évacuation de déchets de combustible
nucléaire et d'une Installation
d'immobilisation de déchets de recyclage
du combustible
5.7.3
Surveillance de l'enceinte
ETABLISSEMENT ET MISE AU POINT DE MODELES
MATHÉMATIQUES
5.8.1
Modélisation du réseau de fractures
5.8.2
Modélisation de la réaction gêomëcanique
36
37
37
37
38
39
46
46
47
47
47
53
58
58
59
59
59
61
61
62
63
64
64
64
65
65
68
68
72
72
73
73
73
TABLE DES MATIERES (suite)
Page
5.8.3
5.8.4
5.8.5
5.8.6
6.
Modélisation du transfert de chaleur
Ecoulement dans un réseau de fractures
discrètes
Modèles du continuum pour l'écoulement et la
migration dans des milieux poreux fracturés
Projets internationaux en commun
74
74
74
75
RECHERCHE SUR L'ENVIRONNEMENT
76
6.1
6.2
6.3
6.4
6.5
6.6
6.7
MODÈLE DE LA BIOSPHÈRE
MIGRATION PAR LES EAUX SOUTERRAINES
DÉCHARGE DES EAUX SOUTERRAINES
EAUX DE SURFACE
SOL ET PLANTES
ATMOSPHÈRE
CHAÎNES ALIMENTAIRES
77
78
79
80
82
84
85
EVALUATION QUANT A L'ENVIRONNEMENT ET LA SURETE
87
7.1
7.2
7.3
ÉVALUATION AVANT FERMETURE
ÉVALUATION APRES FERMETURE
7.2.1
Mise au point de SYVAC2 et résultats
7.2.2
Mise au point de SYVAC3
AUTRES ETUDES POUR L'ÉVALUATION
7.3.1
Evacuation sous les fonds marins
7.3.2
Étude de radionuclides particuliers
7.3.3
Analyses de la sensibilité
87
92
92
96
99
99
99
100
8.
COMMUNICATION ET RELATIONS AVEC LE PUBLIC
101
9.
RÉSUMÉ ET CONCLUSIONS
104
REMERCIEMENTS
108
BIBLIOGRAPHIE
109
TABLE DES MATIERES (suite)
Page
ANNEXE A
ANNEXE B
DECLARATION COMMUNE DES GOUVERNEMENTS DU CANADA ET DE
L'ONTARIO SUR LE^PROGRAMME DE GESTION DES DÉCHETS DE
COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE
130
CINQUIÈME RAPPORT ANNUEL DU COMITÉ TECHNIQUE CONSULTATIF
SUR LE PROGRAMME DE GESTION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE
NUCLÉAIRE
139
1.
INTRODUCTION
Le Programme de gestion des déchets de combustible nucléaire a été
approuvé par les gouvernements du Canada et de l'Ontario en 1981. Il
découle d'un accord de coopération intervenu en 1978 (Déclaration gouvernementale de 1978) et couvre une période de recherche et développement généraux de dix ans. L'objectif du programme est de mettre au point et
d'évaluer une méthode d'évacuation sûre des déchets de combustible de haute
radioactivité provenant des centrales électronucléaires canadiennes (Rummery
et Rosinger, 1984). Le terme "déchet de combustible" signifie à la fois le
combustible irradié déchargé des réacteurs de marque CANDU et les déchets
radioactifs qui proviendraient du recyclage du combustible si celui-ci était
mis en oeuvre dans l'avenir.
Dans le cadre de ce programme, on doit étudier des méthodes de
stockage provisoire, de transport, d'immobilisation et d'évacuation
(stockage permanent) des déchets de combustible et établir et mettre au
point un système conceptuel qui comportera toutes ces fonctions. L'Energie
Atomique du Canada, Limitée (EACL) est chargée de l'immobilisation et de
l'évacuation tandis que l'Ontario Hydro est chargée du stockage provisoire
et du transport. Le système en question doit être calculé sous l'angle des
risques qu'il présente et des conséquences qu'il pourrait avoir pour les
collectivités locales habitant à proximité ainsi que pour l'environnement
naturel. La =»scr jtion et le calcul de celui-ci doivent enfin être
soumises à l'évaluation et l'examen. Pour avoir de plus amples détails sur
le processus d'examen et d'évaluation, se reporter au texte de la déclaration commune de 1981 des gouvernements du Canada et de l'Ontario (Déclaration gouvernementale de 1981) figurant à l'Annexe A.
La situation du Programme canadien de gestion des déchets de combustible nucléaire est donnée dans une série de rapports annuels (Boulton et
Gibson, 1979; Boulton, 1980; Dixon et Rosinger, 1981; Rosinger et Dixon,
1982; Dixon et Rosinger, 1984). Le présent document, qui est le sixième de
er
la série de rapports, couvre la période du 1
juin au 31 décembre 1984.
2.
OBJECTIFS ET ORGANISATION DU PROGRAMME
L'objectif fondamental du Programme en question est de gérer les
déchets de combustible nucléaire de sorte qu'ils ne produiront jamais des
- 2 -
effets nuisibles importants sur l'homme ou l'environnement en quelque moment
que ce soit.
Le but du programme est de mettre au point et d'évaluer un système
conceptuel d'évacuation (stockage permanent) des déchets de combustible pour
1991. La méthode proposée est le stockage à grande profondeur dans la roche
plutonique stable. La conception du système reposera sur deux principes:
celui de la sûreté et celui de la responsabilité. Le principe de la sûreté
implique que tous les grands risques soient réduits à un niveau négligeable.
Le principe de la responsabilité implique que les déchets produits à l'heure
actuelle soient gérés de telle façon qu'ils ne nécessiteront aucunes dispositions de la part des générations futures.
Le programme canadien est confié à des groupes de travail; chaque
groupe doit développer un élément du concept d'évacuation. Les groupes de
travail et leurs objectifs sont présentés à la Figure 1. Les principaux
participants à la réalisation des divers éléments du programme sont les
suivants: l'Energie Atomique du Canada, Limitée (EACL), Energie, Mines et
Ressources Canada (EMR) et l'Ontario Hydro ainsi que de nombreux contractants d'universités et du secteur privé de l'industrie.
Le gouvernement fédéral a autorisé un financement annuel moyen
d'environ 29 millions $ (dollar au cours de 1981) pour la recherche sur
l'immobilisation et l'évacuation des déchets de combustible; le financement
couvre la période de 1981 à 1990. En 1984, l'Ontario Hydro a assuré une
aide financière se chiffrant à environ 1 million $ pour soutenir cette
partie du programme; il se chiffre à environ 1 million $ par an; en outre,
elle a dirigé et financée les travaux se rapportant au stockage provisoire
et au transport des déchets de combustible.
Les résultats du Programme sont sous forme de renseignements
scientifiques, de programmes de calcul, de systèmes de travail et d'évaluations. Ces résultats sont contrôlés continuellement par des experts scientifiques et des membres du public par l'intermédiaire d'articles publiés
dans les revues scientifiques et documents publics.
Depuis 1979, un organisme d'examen scientifique, le Comité Technique Consultatif (CTC/TAC) fournit une évaluation technique indépendante du
Programme de façon continue. Ses membres sont nommés par des sociétés
scientifiques professionnelles du Canada. Le CTC rédige chaque année un
rapport public comportant ses opinions et recommandations sur le programme.
- 3 -
PROGRAMME CANADIEN DE GESTION
DES DÉCHETS DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE
But:
développer et évaluer le concept d'évacuation
Groupe de travail sur l'immobilisation des déchets de
combustible
But: mettre au point un système de référence pratique d'immobilisation et de stockage du combustible irradié et des déchets
de recyclage ainsi que des techniques efficaces de scellement de
l'enceinte, des sondages et du puits.
Groupe de travail sur les projets gëotechniques
But: mettre au point une installation d'évacuation de
référence, établir des techniques de caractërisation et sélection de sites d'évacuation possibles et contribuer 3 la réalisation de modèles mathématiques du comportement de l'enceinte et
de la géosphère.
Groupe de travail sur la recherche en environnement
But: établir des techniques pour prédire le mouvement des
radionuclides à travers la biosphère et contribuer à la réalisation d'un modèle de biosphère à des fins d'utilisation dans
l'évaluation du concept d'évacuation.
Groupe de travail sur l'évaluation de l'environnement
But: évaluer la sûreté et l'environnem it ainsi que les conséquences sociales du système conceptuel d'évacuation à l'appui
des renseignements fournis par d'autres groupes de travail et
l'Ontario Hydro.
FIGURE 1:
groupes de travail participant au Programme Canadien de Gestion
des Déchets de Combustible Nucléaire
- 4Le résumé du tout dernier rapport TAC (le 5
l'Appendice B.
Rapport Annuel), figure à
Le concept d'évacuation en formations géologiques stables est
grandement soutenu par les communautés scientifiques et techniques du monde.
Par exemple, une analyse effectuée récemment en Suède a montré que l'évacuation des déchets de combustible dans le granite était réalisable et sûre.
Le Canada a passé un accord de coopération avec les Etats-Unis, la
Commission des Communautés Européennes et la Suède. Ces accords permettent
l'échange de données et renseignements sur la gestion des déchets nucléaires
et encouragent la coopération dans des secteurs d'activité d'intérêt
mutuel.
3.
3.1
STOCKAGE ET TRANSPORT DU COMBUSTIBLE IRRADIE
INTRODUCTION
Les objectifs des programmes de l'Ontario Hydro, en ce qui
concerne le stockage et le transport du combustible irradié, sont d'assurer
une capacité continue de stockage optimal du combustible en question et de
mettre au point un château de transport à l'échelle industrielle pour celuici (Carter, 1985). Le nouveau château de transport à plus grande capacité
de stockage doit être mis en service pour août 1987, selon les prévisions.
Afin de minimiser la manutention future du combustible irradié, on
évalue les possibilités de stockage, de transport et d'évacuation (stockage
permanent) dans le même conteneur de combustible irradié.
3.2
STOCKAGE DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ
3.2.1
Stockage sous eau
Paniers à combustible irradié:
remplacement par des modules
Les paniers actuels â combustible irradié de la piscine de
stockage auxiliaire de la centrale électronuclëaire Pickering A sont remplacés par des conteneurs de stockage de plus grande densité appelés
modules. Les modules permettent d'augmenter de 50% la capacité de stockage
- 5 -
de combustible par unité de volume d'espace de stockage.
avoir lieu au cours de 1984 et 1985.
Le changement doit
Nécessite de stockage supplémentaire
D'après les toutes dernières prévisions de taux de production du
combustible irradié, il y aura nécessité de stockage supplémentaire sur les
sites de Pickering et Bruce au milieu des années 1990. Les prévisions
d'entrée en service des installations de stockage supplémentaire sont les
suivantes: Bruce A - janvier 1994; Pickering A - décembre 1995;
Pickering B - novembre 1994. Pour respecter ce calendrier, il faudra
décider si on construira des piscines de stockage supplémentaires ou on
mettra en oeuvre la méthode de stockage à sec au milieu de 1987.
3.3.2
Stockage â sec
On évalue un certain nombre de concepts de stockage à sec, dont
une enceinte de stockage à sec, des conteneurs en fonte et des châteux à
fonctions intégrées en béton, comme autres possibilités ä la place du stockage du combustible irradié dans les piscines remplies d'eau des centrales
électronuclëaires de l'Ontario Hydro. L'intention est d'examiner en profondeur les options au cours de 1985 et d'en choisir une à des fins de mise au
point ultérieure comme autre possibilité principale à la place du stockage
en piscine.
Enceinte de stockage à sec et conteneurs en béton
L'enceinte de stockage à convection est l'option de stockage en
masse qui se fonde sur le refroidissement à l'air par convection pour
évacuer la chaleur produite par le combustible. L'expérience acquise dans
divers pays du monde avec des enceintes de ce genre, au cours des 12 dernières années, est bonne.
Le concept de conteneur en béton se fonde également sur le
refroidissement passif par convection mais est plus modulaire que l'option
'enceinte de stockage à sec' - ce qui permet d'avoir un système â plus
grande souplesse. La mise au point et démonstration du conteneur en béton
comme système de stockage du combustible irradié au Canada ont été exécutées
en grande partie par l'EACL. Il y a un programme en cours depuis la fin des
années 1970 pour optimiser ce système et le rendre approprié aux besoins
d'Ontario Hydro.
- 6 -
Les études générales de l'enceinte de stockage à sec et des conteneurs en béton ont indiqué qu'ils étaient techniquement réalisables et
rentables en tant qu'autres possibilités à la place des piscines remplies
d'eau. Le faible coût de ces systèmes de stockage est dû en grande partie â
leur conception modulaire et à l'emploi du mode de refroidissement passif à
l'air par convection. On mène actuellement des études particulières aux
sites pour confirmer les résultats généraux des calculs de coût. Les études
comprennent l'évaluation technique et économique des divers systèmes nécessaires pour transférer le combustible épuisé des piscines remplies d'eau aux
installations de stockage à sec des centrales électronuclëaires.
Un rapport préliminaire de l'Ontario Hydro intitulé "Concrete
Canister Project: Fuel Transfer System Interface" a été rédigé et diffusé à
des fins d'examen interne. Il décrit deux concepts de transfert du combustible irradié de piscines existantes à des conteneurs sans la nécessité
d'utiliser une cellule chaude et évalue leur coût.
Programme de réalisation de châteaux en béton à fonctions
intégrées
La première phase d'un programme de R et D de l'Ontario Hydro,
lequel est destinée à évaluer la possibilité d'intégrer les fonctions de
stockage, de transport et d'évacuation par l'utilisation d'un conteneur
simple, le château en béton, sera réalisée en 1985.
Au cours de l'année, les travaux ont été effectués dans les quatre
secteurs suivants:
(a)
mise au point du ciment/béton;
(b)
renforcement par fibres;
(c)
essais thermiques/de chute libre sur le sol/de combustion sur
modèles de châteaux â demi-échelle;
(d)
analyse thermique de l'enceinte d'évacuation.
On a choisi un mélange à béton à ciment â vapeurs de silice comme
béton de référence. On a constaté que les fibres d'acier augmentent la
résistance au choc (resilience) du béton.
- 7-
On a conçu deux modèles de châteaux à demi-êchelle. Le modèle
destiné aux essais de chute libre sur le sol/d'incendie est terminé et sera
éprouvé aux LNCR en 1985. L'autre château, qui sera éprouvé quant aux propriétés thermiques, est presque terminé.
On a effectué une série d'analyses de transitoires thermiques (cas
du champ proche de l'enceinte d'évacuation) basées sur l'évacuation du combustible (déchets) dans des châteaux en béton. Les résultats indiquent
qu'il faut un plus grand espace de stockage par rapport à celui qu'il faut
avec les conteneurs d'évacuation de référence.
Château en fonte
Un château en fonte est également à l'étude comme solution de
stockage à sec. L'évaluation préliminaire de la possibilité de réalisation,
du point de vue technique et économique, d'un château en fonte pour la gestion du combustible irradié a permis de conclure que les potentialités de la
fonte sont suffisantes pour justifier qu'on l'étudié davantage en tant que
matériau pour un château de transport, un château de stockage et transport
ou un conteneur de stockage simple. En Allemagne de l'ouest, on a construit, éprouvé, autorisé et utilisé des châteaux en fonte (poids brut de
100 t) à de telles fins. Le prix de fabrication de la fonte est probablement bas, surtout si le nombre de châteaux nécessaire est grand. La forme
et dimension d'un château de combustible irradié convient à la fabricaton
par moulage.
On a établi les spécifications du château et la conception même de
celui-ci est presque terminée. L'Ontario Hydro a publié un rapport sur le
concept en décembre 1984 (Nash, 1984).
Intégrité à long terme du combustible irradié sous stockage à sec
L'Ontario Hydro et l'EACL effectuent en commun des essais sur le
combustible irradié quant à son intégrité depuis 1979 à l'ERNW (Remington et
autres, 1983). Tout récemment, on a retiré des grappes de combustible du
Poste d'Essais en Milieu Contrôlé après stockage à l'air sec à une température de 150°C pendant 41 mois. L'examen visuel n'a montré aucune dégradation des éléments intacts ou rendus défectueux intentionnellement. On retournera ces grappes au poste d'essais et les ressortira (probablement en
1986) pour les examiner davantage.
Les grappes retirées après stockage pendant environ 24 à 30 mois à
l'air saturé d'eau à 150°C n'ont montré aucune dégradation importante. On a
cependant observé quelques taches (coloration) et des piqûres de corrosion
insignifiantes sur trois éléments d'une grappe.
Dans le cadre d'un programme d'études de la fissuration des gaines
de combustible (financé en commun avec l'Eleceric Power Research Institute
(EPRI), aucunes ruptures ne se sont produites lors des essais sur gaines
irradiées sous stockage à sec typique. Cependant, des échantillons de
gaines éprouvés dans des conditions extrêmes (rigoureuses), les fissures
étant produites intentionnellement à des niveaux de limite élastique, se
sont fissurés en l'espace de 2000 heures à 200°C, apparemment en raison de
la propagation des fissures par fissuration retardée des hydrures. Les
travaux futurs permettront de déterminer si la fissuration retardée des
hydrures est susceptible de se produire dans le combustible irradié sous les
contraintes et intensités de contraintes plus faibles prévues lors du
stockage à sec.
3.2.3
Stockage prolongé du combustible
Le stockage prolongé est en cours d'évaluation en tant que solution de gestion du combustible irradié. Il y a plusieurs scénarios de
stockage prolongé possibles tels que le stockage prolongé du combustible
irradié sur les sites de centrales électronuclêaires jusqu'au déclassement
du dernier réacteur de celles-ci et/ou le stockage sur un site de stockage
centralisé. L'évaluation a commencé en 1984 et comprend une analyse coûtsavantages.
3.2.4
Atelier International sur le Stockage du Combustible Irradié
L'Ontario Hydro et l'EPRI ont patronné un atelier international
intitulé "Stockage du Combustible Irradié - Expérience d'Exploitation et
Programmes de Mise au point" (Toronto, 17 et 18 octobre 1984). Parmi les
participants, il y avait des représentants des grands organismes engagés
dans la technologie du stockage du combustible irradié ainsi que des représentants de dix autres pays, de l'Agence Internationale de L'Énergie
Atomique et de plusieurs grandes compagnies d'électricité européennes et
américaines.
3.3
CENTRE DE DONNEES DE GESTION DU COMBUSTIBLE IRRADIE
Le but du Centre de Données de Gestion du Combustible Irradié est
d'assurer un système informatisé d'extraction des données demandées par
l'Ontario Hydro et l'Énergie Atomique du Canada, Limitée pour la gestion
- 9 -
sûre et rentable du combustible irradié. Ce système comporte deux soussystèraes indépendants, à savoir: le sous-système 1 qui est prévu pour les
données relatives au combustible irradié et est maintenant en exploitation;
le sous-système 2 qui est prévu pour les données relatives â la recherche et
au développement portant sur le combustible, est mis au point en tant que
système pilote et sera modifié afin de devenir la version de production
selon les besoins des utilisateurs.
3.4
TRANSPORT DU COMBUSTIBLE IRRADIE
Le programme de l'Ontario Hydro se poursuit afin de développer et
d'acquérir la technologie de transport à grande échelle du combustible
irradié à partir des centrales. La première phase du programme consiste en
la conception, l'autorisation et la construction d'un château de transport
routier. Le but est de démontrer qu'il est possible de transporter le combustible irradié de réacteurs CANDU à l'échelle industrielle en toute sûreté
et économiquement et d'acquérir une expérience technique avec un prototype
avant la conception d'un système de transport à grande échelle.
La deuxième phase, qui consiste en la mise au point de techniques
d'analyse et le choix d'un concept, est maintenant terminée, la conception
de détail et les essais étant en cours. Le concept de château est présenté
aux figures 2 et 3.
3.4.1
Dissipation de la chaleur
On a étudié l'efficacité de dissipation de la chaleur du concept
choisi par simulation en vraie grandeur. Des essais dans lesquels on s'est
servi de 192 radiateurs électriques pour simuler les grappes de combustible,
deux modules de combustible et une cuve sous pression rectangulaire ont
montré qu'on peut maintenir en toute sûreté la température du combustible
au-dessous de 200°C pour toutes les conditions d'exploitation courantes.
3.4.2
Confinement
Des essais de détermination des termes-sources effectués aux
Laboratoires Nucléaires de Chalk River (LNCR) montrent que le rayonnement
libéré du combustible en cas de rupture de gaine dans des conditions de
transport normales et accidentelles est faible. Des essais d'ëtanchëitë sur
un certain nombre de matériaux de joints d'ëtanchêité en ëlastomère montés
sur un couvercle de château simulé sont en cours à l'Ontario Hydro.
LIMITEUR DE CHOCS
ORIFICE D'ÉVACUATION
GARNITURE D'ETANCHÉITÉ
DU COUVERCLE
CHÂTEAU DE
TRANSPORT
TOURILLON DE
LEVAGE
BOULONS DE
FIXATION
DU COUVERCLE
o
I
COUVERCLE
MODULE DE
COMBUSTIBLE
FIGURE 2:
DIMENSIONS APPROXIMATIVES
HAUTEUR:
2, 1 m
LONGUEUR:
1, 85 m
LARGEUR:
1,5m
Château de transport routier du combustible irradie de réacteurs CANDU
FIGURE 3:
Château de transport routier de combustible irradie sur camion remorque
- 12 -
3.4.3
Réaction aux accidents
On a effectué une analyse dynamique non linéaire en trois dimensions des transitoires de la géométrie rectangulaire du château. Cette
analyse montre que la structure (ossature) du château satisfera aux conditions réglementaires de résistance aux chocs (chute libre sur le sol et
chute libre de 1 m sur une tige d'acier fixe). On effectuera des essais de
chute sur maquette avec différentes orientations de chocs en 1985. On a
passé commande d'une maquette qui sera livrée en 1985.
Les essais effectués à l'appui de la conception du limiteur de
chocs ont montré qu'on peut prédire théoriquement le comportement de celuici et que le type proposé devrait protéger convenablement le couvercle du
château.
3.4.4
Manutention et utilisation du château
Les essais de décontamination sur des ëprouvettes à surface en
acier inoxydable après immersion dans la piscine de stockage du combutible
irradié de la Centrale Electronuclêaire de Démonstration de Ralston sont
terminés. Les résultats montrent qu'on peut dêcontaminer une surface polie
dans les limites réglementaires par aspersion d'eau. On propose d'abord
d'utiliser le château sans protéger sa surface (polie) extérieure lors de
son stockage en piscine. Si des problêmes se présentent, on le protégera à
l'aide d'une chemise extérieure.
On prévoit que le temps de chargement journalier dans une centrale
sera de 20 heures et que le préposé au chargement recevra une dose d'irradiation consécutive de 33 mrem par château.
3.4.5
Études de la réaction du public envers le transport
du combustible irradié
La première phase de l'évaluation de la réaction du public au
transport du combustible irradié a été de mener quatre études centrées sur
un groupe. La réaction de membres choisis du public lors de leur réponse à
une l<ste de questions et déclarations indique que l'application des règlements de l'AIEA comme normes de conception des châteaux de transport ne
rassure pas entièrement le public. Ceci laisse supposer qu'il serait bénéfique de mettre sur pied un programme d'information publique avant de proposer le transport à l'échelle industrielle par parc de camions, pour fournir davantage de preuves quant à la sûreté et fiabilité du système de transport et de ses éléments.
- 13 -
3.4.6
Evaluation des systèmes de transport
La troisième évaluation avant fermeture du Programme de Gestion
des Déchets de Combustible Nucléaire comprendra l'examen du transport du
combustible irradié des centrales ou d'un lieu de stockage provisoire à un
centre d'évacuation. En outre, elle traitera du transport des déchets de
recyclage du combustible irradié d'une installation de retraitement/
d'immobilisation à un centre d'évacuation.
En 1984, on a mis à jour les données et hypothèses relatives au
transport par route et chemin de fer pour l'évaluation et terminé les
détails conceptuels d'un système exploitable de transport par voie d'eau.
Les prévisions de mouvement du matériel pour les trois modes de transport
seront calculées â partir de programmes de calcul établis et mis au point à
l'Ontario Hydro. On se servira des logiciels informatiques "Matflow" et
"Scuff" pour prévoir les quantités de déchets de combustible produits, les
besoins relatifs au système de transport (par ex., le nombre de châteaux, le
nombre d'expéditions etc.) et les coûts. En 1984, on s'est servi de ces
programmes pour analyser le système de transport (routier) de référence.
L'analyse des systèmes de transport par chemin de fer et voie d'eau sera
effectuée en 1985.
4.
IMMOBILISATION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE
La recherche et le développement en immobilisation des déchets de
combustible intéressent les éléments artificiels du système d'évacuation des
déchets de combustible nucléaire. La recherche comprend la caractërisation
du combustible irradié et des déchets de recyclage du combustible immobilisé, la mise au point, l'évaluation et la modélisation de conteneurs durables pour le combustible irradié et les déchets de recyclage du combustible
immobilisé ainsi que la mise au point du remblai et des matériaux de scellement pour une enceinte d'évacuation de déchets de combustible nucléaire.
4.1
IMMOBILISATION DU COMBUSTIBLE IRRADIE
Les études d'immobilisation du combustible irradié comportent la
mise au point d'un système de confinement durable pour l'évacuation des
grappes intactes de combustible irradié et la caractërisation du combustible
Irradié sous la forme de déchets (Truss, 1985; McKay et autres, 1985;
Johnson, 1985a). On concentre ces études sur les conteneurs cylindriques â
- 14 -
enveloppe métallique résistante à la corrosion et haute intégrité servant à
isoler le combustible irradié pendant la phase de forte toxicité. De plus,
on effectue des travaux de recherche complémentaires sur les matériaux céramiques qui pourraient assurer une isolation beaucoup plus longue.
4.1.1
Mise au point des conteneurs et évaluation des matériaux
4.1.1.1
Efficacité de la structure
On mène des essais sur conteneurs dans une Installation d'Essais
Hydrostatiques (IEH) à l'ERNW pour simuler les charges hydrostatiques qui
pourraient se produire dans une enceinte remblayée et scellée (pression de
10,3 MPa à des températures allant jusqu'à 150°C). Un programme d'essais
poussé a conduit à la mise au point de techniques d'hydrofugation pour des
extensomêtres collables à utiliser dans des conditions d'essais hydrostatiques (Hosaluk, 1984; Hosaluk, 1985).
Conteneurs â enveloppe sous tension
Le type de conteneur le plus simple, le "conteneur à enveloppe
sous tension" consiste en une enveloppe dont l'épaisseur est suffisante pour
résister â la pression hydrostatique régnant dans une enceinte inondée. Une
analyse détaillée de la structure du type à enveloppe sous tension a montré
qu'un conteneur fabriqué en titane de nuance ASTM (Grade) 2 commencerait à
gauchir par fluage (déformation) après environ 5 ans sous une pression de
9,1 MPa à une température de 100°C (Ko et autres, 1986). Des études de
modélisation sont en cours pour évaluer la sensibilité du temps de qauchissement aux variations du taux de fluage et de l'épaisseur du conteneur.
L'évaluation de la technologie de revêtement aux métaux passifs et
de chemisage pour les conteneurs à enveloppe sous tension et de leur coût
est terminée (Hosaluk, 1985). Bien qu'on ait constaté que ces deux solutions soient possibles, le concept du chemisage demande des techniques de
fabrication plus simples et est plus rentable.
Conteneurs à enveloppe supportée
Le "conteneur â enveloppe supportée" consiste en un support interne permettant l'utilisation d'une enveloppe plus mince. Le support est
assuré soit par une matrice métallique moulée (coulée) soit par un matériau
sous forme de charge de particules entourant les grappes de combustible soit
- 15 -
par un support structurel. On s'est servi d'un programme de calcul à
méthode des éléments finis pour modéliser la réaction à la déformation à
court terme de ce type de conteneur. La réaction prédite est en accord
raisonnable avec celle mesurée pendant les essais hydrostatiques d'un conteneur en demi-grandeur en acier inoxydable 316 L rempli de plomb (Truss,
1985; Truss et autres, 1986). Les défauts de moulage et l'existence d'un
espace entre l'enveloppe et la matrice pourraient jouer un rôle important
dans la détermination de l'efficacité structurelle d'un conteneur à matrice
métallique dans une enceinte d'évacuation. En outre, on a fabriqué un conteneur en demi-grandeur â matrice en plomb et enveloppe en titane de nuance
(grade) 2 et commencé les essais hydrostatiques. Le conteneur comporte un
défaut de moulage simulé de 2,5 cm, le trou ayant été fait mécaniquement à
côté de l'enveloppe en titane.
Des essais hydrostatiques ont été effectués sur des conteneurs en
vraie grandeur à support du type à charge de particules et structurel
(Cooper et Tough, 1984). Avec une charge de particules complète, chaque
conteneu. a présenté une excellente résistance aux charges externes et une
déformation insignifiante. Ainsi qu'on l'avait prévu, d'importantes déformations locale^ se sont produites lorsqu'on a créé intentionnellement des
défauts de chargement de particules, par exemple en retirant une petite
quantité (environ 2 L) de la charge de particules sous forme de billes de
verre. La cloison de l'enveloppe des deux types de conteneurs ne s'est
cependant pas rompue (Teper, 1984).
4.1.1.2
Mise au point de la fabrication et du contrôle
des soudures des conteneurs
Dans le secteur de la mise au point des soudures de fermeture de
conteneurs, les études indiquent qu'on peut obtenir des soudures acceptables
au tungstène sous gaz (TIG) sur titane de nuance (grade) 2 dans une marge de
pureté de gaz (argon) de protection relativement grande (Maak, 1984a).
Les travaux de mise au point de la soudure sur cuivre au faisceau
Électronique avancent et on a publié des rapports sur les deux premières
phases de ces travaux (Maak, 1984b; Maak, 1984c). La troisième phase effectuée récemment a démontré qu'une surface de cuivre de 2,5 cm d'épaisseur,
sans oxygène, peut être soudée au faisceau électronique, avec succès.
Les travaux d'évaluation de la soudure du titane par diffusion à
chauffage par résistance avancent également (Maak, 1984d); on a obtenu des
soudures de haute qualité sur des assemblages simulant un joint de fermeture
de conteneur.
- 16 -
Dans le secteur de la mise au point du contrôle des soudures, on a
évalué une technique de contrôle des soudures aux ultrasons mise au point
aux LNCR pour les conteneurs â matrice métallique en appliquant cette technique à des pièces moulées avec, comme matériaux pour le conteneur, de
l'acier inoxydable 316 L et du titane de nuance (grade) 2 et, comme matériaux pour la matrice, du plomb, du zinc et un alliage d'aluminium et de silicone à 7% en poids (Mathew et Krueger, 1984). Les résultats obtenus jusqu'ici laissent supposer qu'on peut employer cette technique pour identifier
les zones non soudées (non jointes) inférieures au diamètre minimal de 4 mm
suggéré préalablement (Mathew et Krueger, 1986a; Schankula, 1982).
Les travaux d'évaluation de la possibilité d'application des techniques de contrôle ultrasonique des soudures TIG à passes multiples sur des
matériaux â retenir pour la fabrication des conteneurs de déchets de combustible, ont été exécutés; on s'es: servi de la technique de contrôle des
soudures aux ultrasons à" ondes longitudinales (Moles et Imada, 1984). Il
est facile de contrôler les soudures sur les alliages de titane mais il faut
effectuer d'autres travaux de mise au point avant de pouvoir contrôler les
soudures sur alliages de cuivre et alliages à base de nickel.
On a conçu et construit un système amélioré de moulage â refroidissement par eau.
On a obtenu des moulages de plomb sans vides et à temps de solidification très réduit.
On a commencé l'évaluation de l'état des connaissances en manutention à distance, fabrication et contrôle nécessaires pour l'immobilisation du combustible irradié ainsi que l'évaluation semblable des techniques
de contrôle des fuites de conteneurs fabriqués.
Les travaux effectués dans les secteurs de l'analyse de la fiabilité et de la modélisation avancent également; ils entrent dans le cadre de
la mise au point d'une méthodologie officielle appropriée de prédiction du
comportement à long terme des conteneurs (Doubt, 1984).
4.1.1.3
Comportement sous corrosion
La première phase du programme d'étude du comportement sous corrosion par fissures du titane de nuances ASTM (grades) 2 et 12 est maintentant en grande partie terminée (McKay et Mitton, 1985; McKay, 1984; Ikeda et
McKay, 1984).
- 17 -
Les résultats obtenus jusqu'à ce jour indiquent que le titane de
nuance (grade) 2 est susceptible à l'amorçage de corrosion par fissuration
dans des conditions pouvant se manifester en enceinte d'évacuation. On a
constaté que l'amorçage de la corrosion est très rapide, même à des températures d'environ 100°C, en milieux salins* II existe cependant un potentiel
critique au-dessous duquel la propagation de la corrosion par fissuration
dans le titane de nuance (grade) 2 est arrêtée. Dans des conditions corrosives libres, le potentiel de corrosion descend graduellement à une valeur
inférieure au potentiel critique par suite de l'appauvrissement en oxygène
de la solution (Johnson, 1985a). L'existence de faibles niveaux d'oxygène
dissout dans les eaux souterraines situées à grande profondeur, l'utilisation proposée de tampons redox pour éliminer l'oxygène et l'accès très
limité des oxydants au conteneur de déchets (imposé par le matériau tampon à
mélange d'argile et de sable) devraient conduire à cette situation. La
production d'espèces oxydantes à la surface du conteneur par radiolyse y
pourrait cependant contrecarrer ces effets positifs. On étudiera ces facteurs en Installation d'Essais du Combustible Immobilisé lors de la deuxième
phase.
On a reçu le rapport définitif de la University of Saskatchewan où" sont
décrits les travaux sur l'addition du nickel et du molybdène au titane. La
conclusion du rapport est que le titane de nuance (grade) 12 est beaucoup
plus résistant â la corrosion localisée que le titane de nuance (grade) 2
(Postlethwaite et Scouler, 1984) et elle est en accord avec les résultats
des études effectuées à WNRE. De plus, il a été établi, lors des essais de
corrosion de 90 jours â 95°C et de 22 jours I 145°C, que dans les solutions
aérées de NaCl à 20% en poids aucune corrosion évidente par fissuration ne
s'est produite sur l'Hastelloy C-276: un alliage â base de nickel. On a
observé une corrosion importante sur le titane de nuance (grade) 2 dans les
mêmes conditions.
Electrochimie sous rayonnement et corrosion
On a réalisé" un grand progrès en mise au point de techniques ëlectrochimiques pour étudier l'effet du rayonnement y s u r ^ e s processus de
corrosion à des températures et pressions élevées. Des données préliminaires sur le titane de nuance (grade) 2 indiquent qu'il n'y a aucune variation importante de la cinétique de l'amorçage ou de la propagation de la
corrosion par fissuration due au rayonnement y, au moins dans les échelles
de temps relativement courtes et aux débits de dose étudiés.
Des essais de corrosion et lixiviation sont en cours sur le conteneur en béton C-10 depuis environ quatre ans.
Un examen métallographique
- 18 -
détaillé des récipients en cuivre et titane (chacun contenant un élément de
combustible irradié comme source de rayonnement y) retirés après un premier
arrêt de réacteur, est en cours.
La mise en service de trois conteneurs en béton passif dans
l'Installation d'Essais du Combustible Immobilisé est maintenant terminée et
la préparation d'essais d'évaluation de la corrosion et lixiviation de
matériaux à conteneurs à retenir (dont des matrices métalliques), dans des
conditions d'évacuation simulées, est en cours.
Un atelier a eu lieu â Ottawa en novembre 1983 pour discuter du
comportement à long terme sous corrosion des conteneurs de déchets de combustible nucléaire. Des scientifiques canadiens, américains et suédois y
ont participé. On y a présenté et examiné l'approche adoptée dans le programme canadien. Dans l'ensemble, on a exprimé l'opinion que la prédiction
du comportement sous corrosion dans de grandes échelles de temps est difficile et comporte une grande incertitude, surtout en ce qui concerne les
phénomènes de corrosion localisée. Le compte-rendu de l'atelier a été
publié (Nuttall et McKay, 1985).
4.1.1.4
Fissuration retardée
La première phase d'une étude d'évaluation du potentiel de fragilisation par l'hydrogène du titane de nuances (grades) 2 et 12 est
maintenant terminée (Hardie, 1985; Hardie, 1984). Seul le titane de nuance
(grade) 12 a donné signe de fragilisation dans des conditions de déformation
dynamique et rien qu'à des températures supérieures à environ 100°C et à des
potentiels plus négatifs qu'environ -0,750 V à une électrode normale à
hydrogène (SHE).
4.1.1.5
Systèmes de confinement avancés
Le programme d'Ontario Hydro mis sur pied pour l'évaluation du
comportement sous corrosion du cuivre en tant que matériau pour conteneurs
se poursuit, une importance particulière étant accordée au rôle de l'ion de
sulfure (King, 1985). On a constaté que la présence de sulfure (10 ppm)
dans les mélanges de bentonite et d'eau souterraine saline produit des
piqûres. Les piqûres étaient des plus importantes lorsque les solutions
étaient aérées (oxygénées).
La première phase du programme d'essais de lixiviation pour
évaluer le potentiel des matériaux céramiques comme matériaux à conteneurs
- 19 -
de confinement à long terme a été exécutée (Onofrei et autres, 1985). On a
sélectionné et établi une courte liste des matériaux céramiques pour les
étudier en détail. Ces matériaux figurent au Tableau 1.
Les cinq premiers matériaux ont présenté la résistance la plus
grande à la lixiviation dans la plupart des essais. Les renseignements
qu'on trouve dans les bibliographies indiquent que les propriétés mécaniques
et physiques des matériaux en question sont satisfaisantes. De plus, les
matières premières principales abondent et se vendent à des prix relativement bas. Il existe des techniques de fabrication de profilés grands,
denses et imperméables pour la plupart des matériaux sélectionnés; il faudrait cependant une mise au point complémentaire pour fabriquer un conteneur
en vraie grandeur.
Dans le secteur de la technologie des revêtements, un programme
d'évaluation est en cours. Le but est de déterminer la capacité des revêtements céramiques de protéger les conteneurs métalliques contre la corrosion
dans les conditions qui pourraient régner en enceinte d'évacuation géologique située à grande profondeur. Les revêtements en cours d'évaluation consistent en deux nuances (qualités) d'alumine, de zircone stabilisée et
d'oxyde de chrome. Les résultats obtenus jusqu'ici confirment que, pour
qu'il soit efficace, il faut que le revêtement céramique ne présente aucune
discontinuité, aucunes fissures, aucuns pores.
TABLEAU 1
MATERIAUX CERAMIQUES SELECTIONNES POUR LES ETUDES EN DETAIL
A1 2 O 3 (99,8%)
ZrO2 (4% MgO - stabilisé)
Cermet (70% A1 2 O 3 - 30% TiC)
TiO2 (98%)
Graphite (qualité nucléaire)
Porcelaine (â haute teneur en A1 2 O 3 )
Béton
- 20 -
4.1.2
Caractêrisation du combustible irradié
Dans l'étude de caractêrisation du combustible irradié, on accorde
un intérêt particulier à la dissolution et lixiviation du combustible à U 0 2
irradié dans l'eau souterraine ainsi qu'à la documentation des propriétés de
celui-ci liées à son comportement sous forme de déchet. Leur importance et
celle d'autres propriétés du combustible est décrite dans un document de
programme récent (Johnson et Crosthwaite, 1984) qui, en outre, donne un
aperçu des études prévues de la dissolution et lixiviation du combustible à
uo 2 .
La libération rapide, lors du contact du combustible irradié avec
l'eau, d'une faible fraction de l'inventaire de 1 3 7 Cs et 1 2 9 I , est un point
auquel on continue de s'intéresser dans une grande mesure. Les études de ce
phénomène (Johnson et autres, 1986) laissent supposer que la "fraction de
libération instantanée" comporte l'apport de l'espace entre le combustible
et la gaine (l'inventaire dans l'espace) et l'apport de la libération de
certains éléments de l'inventaire accumulé présent aux joints de grains du
combustible à U0 2 (l'inventaire aux joints de grains). On considère maintenant ces deux sources de libération comme contribuant à la fraction de libération instantanée et on a défini une distribution de probabilité pour cette
fraction, distribution dont on se servira dans le programme SYVAC (Johnson
et Joling, 1984). La distribution est basée sur une analyse des données sur
l'évolution de la puissance du combustible, données fournies par l'Ontario
Hydro.
Les essais de dissolution du combustible irradié à 25°C se sont
poursuivis, un intérêt particulier étant accordé aux essais statiques à long
terme effectués pour étudier les effets de la saturation et leur influence
sur la cinétique de la dissolution du combustible irradié. De plus, des
études de la production de colloïdes d'actinides lors de la dissolution du
combustible irradié ont été effectuées.
Les études des effets de la radiolyse gamma et alpha sur la dissolution de l'U02 sont terminées (Bailey et autres, 1985; Johnson et autres,
1984). Les mesures des effets de la radiolyse avec les techniques électrochimiques sont particulièrement importantes. Les essais permettent maintenant d'établir qu'à un un débit de dose alpha d'environ 50 fois celui provenant du combustible irradié, on observe une variation de potentiel anodique
de 100-200 mV pour une électrode à U02« On ne constate encore aucun effet à
des débits de dose alpha plus faibles. Cependant, l'oxydation par radiolyse
peut encore se produire étant donné que la contaminât?on par l'oxygène
- 21 -
ambiant résiduel lors des essais pourrait être assez forte pour rendre impossible la détection de la plus faible variation de potentiel anodique
prévue à de faibles débits de dose alpha. Les travaux intéressant les
effets de la radiolyse alpha sur la dissolution de l'UO2 se poursuivent;
ils sont effectués par électrochimie et spectroscopie photoélectronique aux
rayons X. Du fait que la concentration des émetteurs alpha dans le combustible irradié reste assez forte pour produire une radiolyse importante pendant des dizaines de milliers d'années après l'évacuation, on consacrera un
grand effort aux travaux de ce secteur dans l'avenir.
Les travaux sur le mécanisme de la dissolution oxydative de l'U02
dans les solutions carbonatëes se poursuivent. Cette étude montre que les
premieres phase de l'oxydation conduisant à la formation d'une couche mince
de composition UO2 33 ne sont pas influencées par la présence de carbonate
en solution (Shoesmith et autres, 1986). A l'appui de ces travaux et
d'autres travaux antérieurs, on a proposé un mécanisme de dissolution oxidative de l'UO2 dans les solutions génératrices ou non génératrices de complexes.
4.2
IMMOBILISATION DES DECHETS
4.2.1
Introduction
Le programme d'immobilisation des déchets comporte trois parties
principales: la mise au point des procédés et de l'appareillage, la mise au
point des produits et les études de conception. Le but du programme est de
mettre au point des procédés, produits et stratégies de gestion des déchets
qui proviendraient du recyclage éventuel du combustible irradié de réacteurs
CANDU. De plus, il faut une technologie d'immobilisation pour les déchets
provenant de la fabrication des produits pharmaceutiques à traceur radioactif au Canada. Les organismes participant au programme sont l'ERNW, les
LNCR, l'Ontario Hydro et plusieurs universités et établissements du secteur
privé.
Deux installations de séparation â petite échelle ont été en service au cours de l'an dernier: une cellule de production d'isotopes médicaux aux LNCR et une casemate d'essais construite dans l'installation à
cellules chaudes de l'ERNW pour acquérir la connaissance de base des opérations successives et procédés de récupération des éléments lourds provenant
du combustible irradié de réacteurs CANDU. Le procédé aux amines, qui extrait le Pu du combustible à U en laissant un déchet liquide â haut niveau
et riche en uranium, présente un intérêt particulier.
- 22 -
On a determine quatre categories de déchets immobilisés provenant
des opérations de recyclage comme produits éventuels destinés à l'évacuation, à grande profondeur, dans des formations géologiques. Les formes sous
lesquelles existent les déchets sont: les produits à haut niveau, les
récepteurs de 1 2 9 i et 1I+C ainsi que les gaines de combustible en Zircaloy.
4.2.2
Mise au point des procédés et de l'appareillage
On a axé les travaux de mise au point des procédés et de l'appareillage sur 1'evaporation, la calcination, la vitrification, l'échange
d'ions et le traitement des effluents gazeux. L'Installation d'Essais du
Procédé d'Immobilisation des Déchets (IEPID) (WIPE) est entrée en service
cette année. L'IEPID est une installation pilote intégrée destinée à
démontrer l'immobilisation des déchets liquides à haut niveau à l'échelle
technique. Les travaux progressent dans toutes les branches de la mise au
point.
On a établi que les ëvaporateurs horizontaux et verticaux à film
d'eau essuyé mécaniquement pour la prëconcentration des déchets liquides
assurent un bon transfert de chaleur et des taux d'evaporation élevés.
On a étudié le fonctionnement et l'efficacité d'un four â calciner
à lit fluidisë quant aux paramètres à l'aide de solutions d'alimentation de
nitrate de thorium et déchets simulés (Sridhar, 1984). On a mis au point et
fait breveter un four à calciner vertical à giclage rotatif. On a évalué la
fiabilité, l'efficacité et les conditions de maintenance à l'aide d'un prototype â l'échelle du laboratoire.
On a mis au point un procédé de fusion en conteneur (voir
Figure 4) aux LNCR pour vitrifier les déchets provenant des essais de
retraitement et de la production du 99 Mo (Burrill, 1984). Comme cette technique ne laisse le conteneur qu'en partie rempli, on étudie un procédé modifié consistant à utiliser un deuxième conteneur dans lequel on peut verser
le verre en fusion. En outre, on a construit des chambres d'ëlectrofusion à
revêtement en céramique pouvant fonctionner à des températures plus hautes
pour effectuer des essais en laboratoire et des essais techniques. On a
construit â l'ERNW, dans le cadre de l'IEPID (WIPE), une chambre d'êlectrofusion conçue pour produire 10 kg/h de verre au borosilicate de sodium.
On continue les études relatives â un procédé d'échange d'ions et
d'immobilisation combinés pour dêcontaminer les liquides en circulation.
Après la decontamination des déchets radioactifs en circulation, on traite
- 23 -
thermiquement les milieux d'échange d'ions pour produire un déchet sous
forme de vitrocêramique durable. Ce procédé semble réalisable pour les
solutions neutres ou alcalines. Dans les solutions acides, la dissolution
partielle des milieux d'échange d'ions, les augmentations de pH et la précipitation des actinides gênent le procédé (Rae et Hayward, 1986).
On a mis au point une technique de décharge corona pour séparer le
radio-iode de l'air. En outre, on a évalué le concept d'un épurateur photochimique (Vikis, 1984b) et accordé un brevet pour celui-ci (Vikis, 1984a).
On met au point une technique au laser pour surveiller l'129I en immobilisation des déchets nucléaires et retraitement des écoulements d1effluents
gazeux. On a construit un module de séparation du krypton â adsorbant inorganique à la University of New Brunswick. Dans ce procédé, on se sert d'adsorbants de tamis moléculaires pour séparer le krypton de l'air (Ruthen et
autres, 1984).
La construction et mise en service de l'IEPID (WIPE) sont terminées et la phase d'essais est en cours. L'IEPID comprend un four à calciner
à giclage rotatif, une chambre de fusion en céramique par effet Joule et un
système d'évacuation d'effluents gazeux. Le four à calciner (Figure 5) est
une extrapolation décuple du prototype de laboratoire. La chambre d'êlectrofusion en céramique (Figure 6) est destinée â produire 10 kg/h de verre
au borosilicate de sodium. L'installation servira à évaluer l'efficacité du
procédé intégré et à optimaliser les paramètres de fonctionnement (service)
du système.
4.2.3
Mise au point des produits
Les travaux de mise au point sont liés principalement aux
paramètres de fc-orication des formes sous lesquelles sont immobilisés les
déchets et à leur durability chimique dans des conditons d'évacuation. On
étudie les formes suivantes:
Formes haut niveau radioactif:
verres au borosilicate du système Na 2 O-B 2 O 3 -SiO 2 ;
-
verres à l'aluminosilicate de sodium du système
Na20-Ca0-Al203-Si02;
vitrocéramiques au titanosilicate du système
Na2O-CaO-Al2O3-TiO2-SiO2;
verres à uranium et vitrocéramiques.
- 24 -
Liquide d'alimentation
Gaz
Chambre de
Fusion
Conteneur d'évacuation
FIGURE 4:
Schéma du Procédé de Fusion en Conteneur mis au point aux LNCR
pour vitrifier les déchets de production du 99 Mo
- 25 -
Orifice d'accès
Alimentation électrique
Pyromètre optique
Evacuation des
effluents gazeux
Commande
de rotation
Bobine de
chauffage
par induction
Filtres à
particules
frittëes
en acier
Inoxydable
Liquide
d'alimentation
Recyclage
des particules
fines
Commande
du grattoir
Chaîne du
grattoir
Bobine de
chauffage
par
résistance
Déchets granulés
séchës calcinés
FIGURE 5:
four à calciner à giclage rotatif
- 26 -
Réchauffeurs de
démarrage
Tuyau d'évacuation
des effluents gazeux
Orifice
d'alimentation
Regard
Chambre
en acier
inoxydable
Câble
d'alimentation
électrique
Rêchauffeurs
de la gouttière
Rêchauffeurs
de trop-plein
Electrode en
Inconel 690
Regard
Monofrax K-3
Vidange
FIGURE 6:
Rêchauffeur
des résidus
vidangés
Chambre de fusion par effet Joule de l'IEPID (WIPE) (vue en
coupe)
- 27 -
Formes iode 129:
-
iodures de métaux de base du système PbO-PbI2-H2O;
iodures de métaux de base du système l^C^-Bil-j-IÔ;
minéraux silicates à iode tel que l'iodosodalite,
Na lt Al 3 Si 3 O 12 (I).
Formes carbone 14:
-
carbonates de métaux de base du système PbO-CO2~H2^»
carbonates de métaux de base du système BigC^-CC^-lÔ.
On a déterminé la relation viscosité-température pour les masses
fondues du système à borosilicate de sodium entre 900°C à 1500°C (Tait et
autres, 1984). On associe le comportement à l'état de viscosité à la liaison structurelle dans la masse fondue. On peut obtenir d'importantes réductions de viscosité de masse fondue de mélanges à aluminosilicaê en y ajoutant de l'oxyde de titane. On a besoin de renseignements pour déterminer
les compositions qu'il est possible' de réaliser dans une chambre d'électrofusion à chauffage par effet Joule.
On a concentré les études des vitrocéramiques â base de sphêne et
des céramiques sur les propriétés des masses fondues, la nucléation et cristallisation, la croissance des cristaux, la microstructure, le partage
(division) des éléments, les dommages dûs au rayonnement, les minéraux
naturels, la lixiviabilité et la corrosion rëfractaire. On comprend beaucoup mieux les propriétés physiques des formes sous lesquelles sont immobilisés les déchets et on porte maintenant davantage d'intérêt aux conditions techniques de fabrication à plus grande échelle.
Des essais sur éléments multiples sont en cours en vue d'étudier
l'influence du rayonnement gamma sur le comportement sous dissolution de
diverses formes sous lesquelles sont immobilisés les déchets.. Les Le ides
comportent l'analyse des solutions de lixiviation, des surfaces des ro/mes
sous lesquelles sont immobilisés les déchets et des produits gazeux de radiolyse. Les résultats préliminaires n'indiquent aucune forte accentuation de
la lixiviation des verres â borosilicate et aluminosilicate ou des échantillons vitrocéramiques à titanosilicate au cours de la période d'essais de 485
jours à une température de 100°C et un débit de dose de rayonnement gamma de
400 R/h.
Sur l'invitation des Savannah River Laboratories, l'ERNW participe
â des essais multinationaux d'enfouissement en gisement de sel sur le site
- 28 -
de la WIPP à Carlsbad au Nouveau-Mexique. Les essais in situ consistent à
utiliser des ensembles empilés de tranches circulaires, sans centre, de
verres et vitrocéramiques à déchets, tampon et roche pour évaluer les interactions de ceux-ci et de l'eau souterraine ainsi que les effets synergiques.
On simule la chaleur radiogênique au moyen de radiateurs logés dans les
cavités centrales des ensembles. La contribution du Canada consiste â fabriquer des éprouvettes en verres â aluminosilicate et en vitrocéramiques à
titanosilicate à 5% de déchets simulés en poids et à analyser la surface des
ëprouvettes récupérées.
Les mesures de la quantité relative des éléments de l'ensemble de
phase Bi 2 O 3 +Bi 5 O ? , dans l'eau, indiquent que cet ensemble est une forme
intéressante pour l'iode (Taylor et autres). On extrapole maintenant les
conditions expérimentales aux valeurs de températures supérieures à la température ambiante, aux conditions d'équilibre avec présence d'anions typique
des eaux souterraines (par ex., le sulfate et le chlorure) et aux quantités
relatives, à l'équilibre, dans les systèmes gaz/solide. Il est possible
d'employer soit le système solide/solution soit le système solide/gaz pour
préparer la forme oxyiodure de bismuth.
On a mis au point un appareil d'essais de lixiviation comportant
un détecteur semi-conducteur Ge(Li) extérieur qui surveille la libération
d'émetteurs de rayons gamma de formes radioactives scellées dans des tubes
en silice. On s'est servi d'un prototype pour mesurer la libération du
137
Cs d'un fragment de verre à syénite à nëphéline pendant ces neuf derniers
mois. La Figure 7 montre la quantité de 137 Cs libérée en fonction du temps.
De plus, on a observé, dans des essais antérieurs sur des éprouvettes non
radioactives, la limite asymptotique atteinte en environ Vu jours.
On a proposé une maquette simple de dissolution d'un verre
(Harvey, 1984) à l'appui de l'hypothèse selon laquelle le processus de dissolution est une conséquence de la diffusion de l'eau dans le verre. On en
a tiré des équations décrivant la dissolution dans des volumes d'eau finis
et infinis et de l'eau en circulation. On a constaté qu'il y avait un bon
accord entre les prédictions de la maquette et les valeurs mesurées dans les
conditions appropriées. L'une des prédictions est qu'il n'est pas nécessaire qu'un verre arrête de se dissoudre dans de l'eau saturée par de la
silice. Les essais ont confirmé cette prédiction qui pourrait avoir une
grande portée dans l'établissement des scénarios de libération.
- 29 -
CO
a
3
O
o
o
cs>
(X102>)
Durée des essais (Jours)
FIGURE 7:
liberation du 137 Cs du verre à syenite à nëphêline â 100°C
mesurée avec le prototype de l'appareil d'essais de lixiviation
- 30 -
4.2.4
Etudes de conception
Les études de conception d'une installation d'immobilisation de
déchets et d'une enceinte souterraine sont effectuées en vue des évaluations
avant fermeture et après fermeture. L'étude de la conception de l'installation d'immobilisation est basée sur un procédé de calcination-vitrification
pour l'immobilisation des déchets provenant d'une installation de recyclage
du combustible traitant 1200 Mg/a de combustible de réacteurs CANDU. Le
produit destiné â l'immobilisation est un verre au borosilicate à oxydes de
produits de fission de 6 â 8% en poids.
La période de chargement et stockage provisoire des produits de
fission est importante dans l'analyse thermique et la conception de l'enceinte souterraine et fera l'objet d'un examen poussé dans l'étude. Un
stockage provisoire prolongé et des températures de conteneurs plus hautes
permettraient des chargements de produits de fission plus importants et/ou
des espaces plus petits entre les conteneurs.
4.3
CHIMIE DE L'ENCEINTE
4.3.1
Introduction
La chimie de l'enceinte englobe les processus qui se produiront
dans une enceinte d'évacuation de déchets de combustible nucléaire. Elle
comprend des essais sur systèmes à plusieurs éléments, des études de sorption et diffusion des radionuclides, des réactions d'altération intervenant
entre le tampon et le remblai et l'eau souterraine ainsi que la chimie organique et la biogëochimie des argiles tampons (Johnson, 1985b).
4.3.2
Essais sur systèmes à plusieurs éléments
Les créais sur systèmes à plusieurs éléments ont progressé considérablement au cours de l'an dernier; le but de ces essais est d'étudier les
interactions des formes sous lesquelles sont immobilisés les déchets radioactifs (combustible irradié ou déchets de combustible dans le verre) et des
matériaux tampons, eaux souterraines, matériaux de conteneurs et roche réceptrice. On a décrit l'approche de base adoptée dans ces essais et les
systèmes de l'Installation d'Essais du Combustible Immobilisé (Heimann et
Johnson, 1984; Crosthwaite, 1984). On a chargé d'ëprouvettes le premier
conteneur à source complètement radioactive; celui-ci est maintenant en
service.
- 31 -
On a exécuté plusieurs essais sur systèmes non radioactifs à plusieurs éléments dans des conditions identiques à celles des essais sur le
conteneur à source radioactive chargé d1ëprouvettes (Heimann et autres,
1984). Ces essais et d'autres études (Johnson et Miller, 1984) ont indiqué
que les eaux souterraines atteignent des valeurs de pH faibles (3-4) lorsqu'elles sont en contact avec la bentonite â calcium de Pembina, l'une des
argiles à retenir comme tampon possible. Un tel facteur (pH) pourrait avoir
des effets nuisibles sur l'efficacité du conteneur et la forme sous laquelle
sont immobilisés les déchets. C'est la raison pour laquelle on ne retient
plus la bentonite â calcium de Pembina comme matériau tampon possible.
4.3.3
Réactions d'altération
On a étudié l'effet du pH sur la stabilité de la smectite dans
l'éventail de températures de 150 â 275°C au cours de l'année passée
(Johnson et Miller, 1984). Les résultats de l'étude et d'autres (Johnson et
Miller, 1985; Anderson, 1983; Anderson, 1985) laissent supposer que la
transformation de la smectite en illite ne se produira pas dans une grande
mesure aux températures d'enceinte proposées pour le programme canadien.
4.3.4
Etudes de sorption et de diffusion des radionuclides
On a étudié divers composés dont le PbO, PbS, Cu2O et Bi 2 S 3 pour déterminer
leur efficacité d1adsorption de l'iodure avec ou sans bentonite. La capacité de ces composés de retirer l'iodure de la solution diminue considérablement lorsque la bentonite est présente. On a étudié en détail le système
PbO/l-/bentonite (Oscarson et autres, 1985) et établi que, lorsque la bentonite n'est pas présente, le PbO et l'I-réagissent pour former
7PbO»PbI2»2H2O. Lorsque la bentonite est présente, cette phase ne se forme
pas. D'autres composés convenant comme additifs pour ralentir la migration
de l'iode sont en cours d'étude.
Des travaux de recherche sont en cours quant aux effets de divers
facteurs tels que la concentration ionique, le pH, l'Eh, la temp ~ature, la
pression et le rapport solution/solide sur l'interaction des radionuclides
et des argiles smectitiques et illitiques. On a publié une liste de valeurs
de coefficients de distribution de radionuclides avec bentonite, valeurs
provenant de documents cités dans les bibliographies (Oscarson et autres,
1984b).
On effectue des études de diffusion des radionuclides dans les
mélanges d'argile et de sable à l'ERNW et à la University of Waterloo. On a
déterminé les coefficients de diffusion du 85 Sr, du 36C1 et de 1'3H pour
- 32 -
divers mélanges de bentonite et de sable, à diverses densités, à la University of Waterloo. On a comparé les coefficients de diffusion déterminés
expérimentalement pour le Sr 2 + avec les valeurs théoriques à l'aide du
modèle k, simple. On a constaté qu'il y a un bon accord pour de faibles
densités de tampon. Des travaux sont encours pour étudier la possibilité
d'application du modale K, simple au plutonium et à l'amëricium à des densités élevées.
Etant donné qu'il est probable que les propriétés chimiques du
système Fe(KK)/Fe(III) influenceront fortement les propriétés chimiques
d'oxydo-rëduction (redox) de l'enceinte, on s'est efforcé de déterminer la
quantité de système Fe(II)/Fe(III) contenue dans les argiles tampons et
d'établir s'il faut incorporer un additif régulateur d'oxydo-rëduction au
matériau tampon. On a égaleent déterminé la quantité de fer non oxydé contenue dans les argiles â retenir comme tampon possible du fait du souci au
sujet de la possibilité d'un amorçage de corrosion par piqûres localisée et
d'hydruration du titane au contact de particules de fer non oxydées présentes dans le tampon. L'orgine du fer sous forme de métal, présent dans une
proportion n'étant que de quelques mg/kg d'argile, est inconnue (Oscarson et
autres, 1984a).
4.3.5
Biogéochimie des argiles tampons
On sait que la migration de certains radionuclides dans les eaux
souterraines est influencée par des micro-organismes et la génération de
complexes organiques dans certaines conditions (Champ et autres, 1982;
Killey et autres, 1984). C'est important du fait de la présence de matière
organique dans le tampon (environ 0,2% en poids dans la bentonite â sodium)
et les argiles de remblayage (environ 0,6% en poids dans l'argile de la
région d'Agassiz Lake) et d'une autre contamination probable organique lors
des travaux d'enceinte.
On a examiné les effets possibles des micro-organismes sur la
mobilité des radionuclides dans les eaux souterraines (Mayfield et Barker,
1982; Loewen et Flett, 1984). Les études effectuées à la University of
Waterloo ont confirmé l'existence d'activité microbiologique dans les
argiles tampons de référence. On doit étudier l'effet de l'activité biologique sur le comportement des radionuclides dans les matériaux tampon et de
remblayage (Champ, 1984).
- 33 -
4.4 SCELLEMENT DE L'ENCEINTE D'EVACUATION
La recherche dans ce secteur comprend la mise au point du matériau
tampon qui entourera les conteneurs de déchets et d'autres barrières qui
assureront la fermeture des ouvertures artificielles de surface, c'est-âdire le remblai, les systèmes de scellement du forage et du puits et les
mortiers (coulis) (Bird et Cameron, 1982; Lopez et autres, 1984). On a
effectué plusieurs études expérimentales et théoriques (Lopez, 1985). On a
établi et mis au point un programme de calcul, TIRMS, pour calculer, en
fonction de la distance et du temps, la concentration des radionuclides dans
les galeries remblayées, radionuclides provenant de sources à plusieurs
points. Le programme tient compte de la migration par diffusion et convection et améliore le degré d'exactitude des prédictions du mouvement des
radionuclides dans une enceinte d'évacuation.
4.4.1
Mise au point du tampon
La caractêrisation des propriétés physiques des matériaux tampons
â retenir se poursuit. On a effectué une étude de la compression (Dixon et
autres, 1984; Dixon et autres, 1986) qui a indiqué que la densité effective
de l'argile d'un mélange d'argile et de sable (c'est-à-dire, le rapport de
la masse de l'argile au volume de l'argile et aux vides du mélange) reste
presque constante pour des teneurs en argile supérieures à 50% en poids.
La densité effective est un des facteurs qui détermine la porosité effective
et donc les progriêtés de conductivité hydraulique et diffusion ionique du
matériau tampon (Dixon et autres, 1984; Cheung et autres, 1984).
En outre, on a constaté que la pression de gonflement est fonction
de la densité effective de l'argile pour un mélange d'argile et de sable
(Gray et autres, 1985). Il semble qu'il y ait un seuil de densité effective
au-dessus duguel la pression de gonflement qu'exerce l'argile n'est plus
isotropique lorsque la pression axiale est supérieure à la pression
radiale.
On a mesuré" la conductivité hydraulique de deux matériaux à
retenir; on a constaté que les mélanges de bentonite à sodium et de sable
ont une conductivité plus faible (10" 11 â 10" 1 3 ra's"1) que les mélanges
d'illite et de sable (10~9 à 10~ 1 2 m'" 1 ) (Radhakrishna et Chan, 1985). On a
réalisé un modèle pour décrire les facteurs (structure, densité, chimie de
l'eau et gradient hydraulique) déterminant la porosité effective de ces
mélanges. On a prédit que la chimie de l'eau n'influencera pas fortement
leur porosité aux valeurs de densité proposées pour le tampon (Cheung et
autres, 1986).
- 34 -
Les variations mécaniques peuvent influer sur l'efficacité du
tampon en tant que conducteur thermique et enveloppe protectrice entourant
le conteneur de déchets. Des études expérimentales ont montré qu'il est peu
probable que la contraction, la déformation à long terme, le séchage et le
remouillage du matériau ainsi que l'enlèvement de celui-ci par les eaux
souterraines, réduise son efficacité (Selvaduri, 1984; McGill, 1984a;
Selvaduri et autres, 1985).
4.4.2
Mise au point du remblai
La caractérisation des compositions du remblai a bien avancé au
cours de l'année dernière (McGill, 1983; McGill, 1984b) et on a effectué les
mesures de densité, pression de gonflement, contraction et conductivitë
hydraulique.
On a obtenu la densité la plus forte dans les mélanges d'argile
naturelle et d'agrégats, la teneur en argile étant de 15 à 25% et la grosseur des agrégats d'environ 20 mm maximum. Les essais de gonflement et de
gonflement libre sur ce type de matériau ont montré des pressions latérales
allant jusqu'à 60 kPa et de faibles augmentations de volume. La contraction
de ces matériaux lors du séchage a été faible et les fissures qui se sont
formées se sont rebouchées par gonflement lors du remouillage. On a constaté que la conductivité hydraulique diminue lorsque la teneur en argile va
jusqu'à environ 10%; au-delà, la conductivité atteint une valeur constante.
On a aussi constaté que la liaison entre l'argile et l'agrégat est bonne, la
libération des particules dans l'eau environnante étant très faible.
4.4.3
Mise au point du jointoyage au mortier et du scellement
du puits et des galeries
On a effectué deux études dans ce secteur cette année; la première
a consisté en un examen des systèmes et matériaux de scellement des enceintes souterraines et la seconde en un examen des effets à court terme des
contraintes (après construction) dans les puits remblayés (Mortazavi et
Kenney, 1984, 1986). On a constaté qu'on pouvait composer les matériaux de
scellement et remblayage de sorte à satisfaire à toute prescription quant à
la migration de fluide et d'ions à travers les barrières.
En outre, on a évalué les mortiers (coulis) à base de ciment pour
utilisation dans le Laboratoire de Recherches Souterrain (Hooton, 1984). De
tous les mortiers évalués, c'est celui à ciment qualité puits de pétrole de
classe G qui a présenté une haute résistance, une faible perméabilité et a
eu le moins d'effet sur l'eau souterraine environnante.
- 35 -
On a examiné récemment la technologie la plus moderne de scellement des forages (Seymour, 1986). L'examen décrit les prescriptions quant à
la conductivitë hydraulique, à la stabilité et aux techniques de mise en
place dans le cas des systèmes de scellement de forages près d'une enceinte
d'évacuation.
L'Ontario Hydro mène actuellement un programme d'essais pour
mesurer les propriétés de perméabilité et de liaison des systèmes de scellement â base de ciment pour les forages.
4.4.4
Etudes techniques de l'enceinte
Une étude des systèmes de tampon et remblai a traité de l'acquisition, du transport, de la préparation, de la manutention et de la mise en
place du tampon et du remblai (Wardrop et autres, 1985). On a identifié les
sources des matériaux à retenir et calculé les coûts d'achat et de transport. On a développé les concepts et établi les coûts de préparation, manutention et mise en place du tampon et du remblai. On a mis à jour les coûts
du système d'évacuation en se servant des données sur le tampon et le remblai provenant de cette étude et des coûts établis antérieurement pour d'autres éléments du système en question.
4.4.5
Essais au LRS
On a prévu des essais au LRS; on pourra ainsi éprouver les techniques de mise en place du tampon et l'efficacité de toutes les barrières, à
savoir: le tampon, le remblai, les systèmes de scellement du puits, les
mortiers et les systèmes de scellement des forages. On a effectë les études
de conception de la plupart des postes d'essais proposés et on rédige des
prescriptions pour les matériaux à utiliser et pour l'installation des
postes d'essais (Lopez, 1985).
5.
5.1
PROJETS GÉOTECHNIQUES
INTRODUCTION
Le but de la recherche gëoscientifique est d'évaluer le potentiel
de la roche plutonique en tant que milieu récepteur pour l'évacuation des
déchets de combustible nucléaire.
- 36 -
La classification générale de la roche plutonique englobe toutes
les roches qui se sont cristallisées à partir de l'état fondu à grande profondeur dans la croûte terrestre. Les grandes masses rocheuses intrusives,
appelées plutons, ont été le point principal de la recherche du fait que ces
masses tendent â avoir une uniformité et intégrité relativement hautes. Le
plus grande nombre de celles-ci entre, de loin, dans la gamme minëralogique
qui va des granites à teneur en quartz relativement haute aux gabbros relativement riches en minéraux à teneur en manganèse et fer. On a donc décidé
d'étudier les deux types de plutons. L'exploration ne s'est pas limitée aux
plutons; elle couvre la roche plutonique métamorphosée dans laquelle ils
sont incorporés.
On examine en grande partie les autres milieux et concepts d'évacuation possibles en suivant les programmes de recherche d'autres pays. De
plus, on a examiné l'existence et les caractéristiques des formations de sel
au Canada et le Centre Gêoscientifique de l'Atlantique de la Commission
Géologique du Canada est un participant actif au sein du Groupe de Travail
sur les Fonds Marins de l'Agence pour l'Energie Nucléaire (AEN) de l'Organisation de Coopération et de Développement Economiques (OCDE). Ce groupe
étudie l'évacuation, à grande profondeur, dans les sédiments des plaines
abyssales de l'Océan Atlantique Quest.
Lors de la phase de recherche générale du Programme de Gestion des
Déchets de Combustible Nucléaire, les buts particuliers du Programme de
Recherche Gëoscientique sont d'établir et de documenter les points gëotech—
niques (i) d'une évaluation générale du concept d'évacuation par laquelle on
incorpore les résultats de recherche â une évaluation globale du système
d'évacuation en tenant compte des diverses conditions qu'on rencontrerait
probablement sur un site d'enceinte d'évacuation futur; (ii) d'une méthodologie de sélection du site qui permettra de déterminer parmi le grand
nombre de sites possibles, ceux qui conviennent le mieux pour l'évaluation
gëotechnique, (III) d'une mëthodogie d'évaluation des sites qui permettra
une comparaison précise des sites intéressants et le rassemblement des renseignements nécessaires pour l'obtention du permis de construction.
5.2
ÉTUDES GÉNÉRALES SUR LE TERRAIN ET MISE AU POINT DES TECHNIQUES
On complète les études en des zones de recherches particulières
avec des études de reconnaissance générales qui ne nécessitent pas le forage
à grande profondeur et sont effectuées dans de nombreuses régions du bouclier canadien. La recherche est également effectuée pour améliorer ou
mettre au point l'appareillage et les techniques.
- 37 -
5.2.1
Geologie
On a mené une étude des lignes d'affaissement de la partie ontarienne du bouclier canadien, lesquelles sont visibles sur images par satellite
au cours de l'année, et commencé l'examen des plutons des parties de la
province structurelle supérieure ontarienne de ce même bouclier.
5.2.2
Géophysique
On a fait l'acquisition d'un système de diagraphie géophysique de
sondages pour la caractêrisation géophysique des zones de recherches. Cette
acquisition est importante du fait que les principaux programmes de forage
associés à l'Etude des Réseaux d'Écoulement (Sous-chapitre 5.5) nécessiteront la disponibilité, pendant toute l'année, du matériel de diagraphie pour
les travaux courants et ceux devant permettre d'atteindre des objectifs
expérimentaux particuliers.
On a modifié le système de diagraphie sismique des zones entre
sondages, lequel a été mis au point pour le Programme de Gestion des Déchets
de Combustible Nucléaire, en vue d'améliorer ses possiblilitës. Bien qu'on
ait eu certaines difficultés avec quelques éléments de ce système, on a
obtenu de bons résultats entre les sondages espacés de plus de 400 m.
5.2.3
Propriétés de la roche et géomécanique
On a réalisé un modèle permettant d'établir la relation entre la
relaxation des contraintes et la microfissuration dans la roche par la mécanique de la rupture élastique linéaire. On estime que les contraintes se
produisent à travers les joints de grains cristallins en raison des variations de température prévues et provenant de l'évacuation des déchets de
combustible nucléaire. On a fait des calculs pour évaluer les effets des
variables telles que l'échelle de la microstructure de la roche et les coefficients de dilation thermique des grains minéraux de la roche. On fait des
calculs pour évaluer les effets de saturation de la roche et étudier le
potentiel de propagation des fissures en fonction du temps après l'évacuation et de la distance à partir de l'enceinte d'évacuation.
On a mis au point une nouvelle technique d'analyse des courbes
pression-temps (P-T) obtenues à partir d'essais de rupture hydraulique exécutés dans des sondages afin de déterminer les contraintes se produisant in
situ. L'avantage de cette technique est qu'elle semble limiter la subjectivité particulière à d'autres techniques d'interprétation des courbes P-T.
- 38 -
On se servira de la nouvelle technique pour interpréter les résultats des
essais de rupture hydraulique menés au LRS et ainsi évaluer ses applications.
5-2.4
Hydrogéologie
On a mené cinq essais aux traceurs dans les eaux souterraines des
zones de fractures 1,3 et 4 du site d'étude de l'écoulement d'eaux souterraines aux LNCR. On les a effectué par la technique d'injection et de retrait dans laquelle l'eau retirée est recirculëe dans le sondage d'injection. On s'est servi du Brome 82 et de la Rhodamine WT comme traceurs non
réactifs.
Les résultats ont montré un intervalle de dispersivité de 0,5 m,
pour la zone de fractures 1, à 3,0 m, pour la zone de fractures 3. Les
orifices de fractures simples équivalents calculés à partir des résultats
des essais aux traceurs sont peu comparables à ceux des essais d'injection
et de pompage hydraulique en sondages multiples.
On a analysé les résultats de deux essais d'injection et de
retrait aux traceurs à l'aide d'un modèle nouvellement mis au point. Le
modèle interprète la géométrie du champ d'écoulement soumis â l'essai d'injection et de retrait soit analytiquement soit numériquement et rësoud analytiquement par rapport à la dispersion hydrodynamique. Le modèle a donné
une valeur de dispersivitë de 1,4 m pour une fracture simple.
La modélisation de l'écoulement dans les fractures continues et
discrêtes-stochastiques se poursuit dans le cadre des études hydrogéologiques sur le site d'étude de l'écoulement d'eaux souterraines aux LNCR. On
se sert des modèles d'écoulement dans les fractures discrètes-stochastiques
(FDS)(SDF) et des distributions des orifices et paramètres géométriques des
fractures en même temps que les simulations, par la méthode de Monte-Carlo,
des réseaux de fractures discrètes pour la description stochastique des
propriétés de la roche fracturée en fonction de l'écoulement et de la
vitesse du fluide. Les résultats des études sur le terrain et par les
modèles démontrent qu'une importante discontinuité structurelle demande une
caractërisation discrète dans l'étude de l'écoulement d'eaux souterraines à
travers la roche fracturée. Dans le cas des blocs de roche caractérisés par
une importante discontinuité structurelle, un modèle d'orifices de fractures
par rapport a l'orientation, basé sur les travaux de Snow (1969), estime
raisonnablement la perméabilité pour une profondeur supérieure â 30 m mais
surestime la perméabilité pour une profondeur inférieure à 30 m.
- 39 -
Une étude est en cours pour évaluer la constance des propriétés
chimiques d'échantillons d'eaux souterraines salines profondec prélevés dans
le bouclier canadien et les diverses origines leur étant attribuées. On a
choisi un programme de calcul pour calculer l'équilibre minéral des eaux
salées et commencé à analyser les résultats dont on dispose.
5.2.5
Géochimie
Le but de la recherche en géochimie et chimie appliquée est de
quantifier les interactions chimiques et physiques des radionuclides et des
matières géologiques recouvrant les fractures porteuses d'eau de la roche.
Les renseignements sont essentiels pour l'évaluation de la gêosphère en tant
que barrière à la migration des radionuclides. Les interactions des radionuclides dissous et des matières géologiques sont fonction de la composition
des eaux souterraines, de la nature des radionuclides et des propriétés
physiques, chimiques et minérales des matières géologiques. Ces variables
sont elles-mêmes interdépendantes; par exemple, la présence de déchets
chauds (chaleur non radiogënique) introduits dans une masse rocheuse homogène pourrait provoquer le transport de masse des éléments constituant la
roche et influer sur la composition des minéraux et des eaux souterraines
qui, à son tour, influerait sur la sorption des radionuclides. De plus, les
processus géochimiques sont souvent lents dans l'échelle de temps du laboratoire et les effets cinétiques deviennent importants dans l'extrapolation
des résultats d'essais â des périodes de longue durée.
On emploit deux méthodes générales pour comprendre ces processus
et interactions. La première est l'application des renseignements provenant
des sssais en laboratoire et sur le terrain et des principes chimiques de
base pour extrapoler le comportement des radionuclides dans la gêosphère à
des périodes de longue durée. La deuxième est l'étude de l'effet des processus géologiques qui se produisent pendant de longues périodes.
Interactions de l'eau et de la roche;
La mise en place des déchets nucléaires, du tampon et du remblai
dans une masse intrusive rocheuse granitique ou gabbroîque pourrait avoir de
profondes conséquences pour la composition des eaux souterraines et la composition minérale et les propriétés physiques de la roche se trouvant dans
le voisinage immédiat de l'enceinte d'évacuation.
On a effectué et documenté l'aménagement du programme de calcul
des compositions en équilibre chimique, PHREEQE, en programme de calcul
- 40 -
interactif, PHREEQI (Garisto et Taylor, 1986a et 1986b). On se sert de ce
programme pour calculer les compositions d'eaux souterraines en équilibre
avec les matières géologiques. La série de données thermodynamiques intérieurement cohérentes pour les minéraux du système Na2O-K2O-CaO-MgO-FeOFe
2°3~^2^3~^^°2~ T ^2~^2^~^^2 établi par Greenwood et ses collaborateurs de
la University of British Columbia, sera un apport précieux à ces programmes.
On admet que les réactions géochimiques se produisent très lentement à une
température inférieure à 150°C, surtout au voisinage de l'équilibre. Donc,
il se pourrait que les calculs thermodynamiques ne reflètent pas la situation réelle existant à proximité d'une enceinte d'évacuation au cours des
périodes gëologiquement courtes considérées dans les études d'évaluation
quant à l'environnement. On a besoin de renseignements complémentaires sur
la cinétique des processus gëochimiques. On a effectué une étude bibliographique de la cinétique de dissolution minérale (Fleer et Johnston, 1985 et
1986) • On a commencé une étude de la dissolution de la kaolinite en fonction du pH, de la concentration ionique et de la température pour obtenir
des renseignements sur la loi de la vitesse cinétique, l'énergie d1activation pour la dissolution et le mécanisme de dissolution. Les résultats
obtenus jusqu'ici indiquent que la dissolution de la kaolinite obéit à un
loi de vitesse linéaire et est largement fonction du pH de la solution.
Les phosphates de terres rares sont très insolubles et jouent le
rôle de puissants pièges (fixateurs) d'actinides. Les études cinétiques de
la solubilité et dissolution des phosphates de lanthanides à des températures de 25°C et 100°C se poursuivent à la University of Western Ontario et
on établit une base de données thermodynamiques autocohërentes pour ce
groupe d'éléments. On a mesuré la concentration de 49 éléments mineurs et
traces d'éléments dans les phosphorites sëdimentaires et phosphates à haute
température.
On poursuit les travaux de caractërisation de l'espace occupé par
les pores (vides) de la gangue de roche par la mesure de la porosité et
diffusion. On a établi et mis au point une technique précise de mesure du
volume des pores (vides) connectés et on l'applique maintenant aux échantillons de roche prélevés dans l'auréole très altérée entourant une fracture
aquifère pour déterminer l'effet des processus d'altération à long terme sur
la porosité de la roche. Les résultats indiquent une augmentation de porosité des zones altérées d'un facteur deux environ. Les essais de diffusion
sur échantillons de roche granitique â l'aide d'ions d'iodure continuent.
On a amélioré les techniques d'essai et automatisé l'analyse de la solution - ce qui a conduit à une augmentation d'efficacité. On évalue la documentation publiée sur la diffusion dans la gangue en modélisation de la
- 41 migration et on recommande l'incorporation de la diffusion dans la gangue
dans les modèles d'évaluation futurs.
Interactions des déchets et de la roche; les réactions entre les
radionuclides dissouts et la masse rocheuse entourant une enceinte d'évacuation entraîne leur séparation de la solution - se qui retarde (ou gêne) leur
migration par l'écoulement d'eau vers la biosphère.
Habituellement, on exprime quantitativement l'interaction d'un
radionuclide dissout et d'une surface sorbante par le coefficient de sorption k ou k définis comme étant le rapport de la concentration de radionuclides sorbes, S, (en mol/g ou mol/cm^) â la concentration de la solution,
C. Dans les calculs de migration de l'agent de contamination, on suppose
que k ou k, est constant (c'est-à-dire S/C = constante) - ce qui indique
a
d
des conditions d'équilibre. Les programmes de calcul de migration plus
sophistiqués comportent des coefficients de sorption non constants. Le plus
simple de ces programmes exprime k ou k en fonction de la concentration de
a
d
radionuclides - ce qui revient à exprimer la concentration de radionuclides
sorbes en fonction de la concentration de radionuclides en solution,
S = f(C). On a étudié la sorption du 6 0 Co, du 137 Cs et du 90 Sr en fonction
de la concentration de radionuclides et adapté les résultats aux isothermes
de Freundlich, Langmuir ou Dubinin-Raduskevich. On s'intéresse de plus en
plus â l'expression des coefficients de sorption en fonction des divers
paramètres indépendants tels que l'Eh, le pH et la concentration ionique
totale de la solution; En conséquence, la demande de données expérimentales
est beaucoup plus grande; on peut acquérir certaines de celles-ci à partir
des banques de données existantes telles que le Système International de
Recherche de l'Information sur la Sorption (SIRIS) (ISIRS) établi et rais au
point par l'AEN de l'OCDE.
On détermine la capacité de sorption du i37 Cs de la gangue de
roche en faisant passer une eau souterraine contenant du 137 Cs â travers de
la roche intacte dans un appareil d'essai de migration de radionuclides à
haute pression.
On emploit des techniques d'extraction chimique (lavage) pour
déterminer leü minéraux étant la cause de la sorption: on choisit des solutions chimiques dont on se sert pour dësorber les radionuclides ou dissoudre
les minéraux particuliers, les radionuclides étant ainsi libérés. Il semble
que les oxydes de fer et oxyhydroxydes jouent un grand rôle dans la sorption
des radionuclides (Walton et autres, 1985b; Ticknor et autres, 1984).
- 42 -
De plus, on a constaté que les oxydes de fer séparent le technêtium de la solution avec efficacité. La spectroscopie de l1Infra-Rouge à
Transformation de Fourier (IRTF) (FTIR) et de l1Infra-Rouge à Réflexion
Diffuse â Transformation de Fourier (IRDIF) (DRIFT) indique qu'il y a formation de liaisons chimiques avec la magnetite et l'hématite dans des conditions de réduction. Il semble donc que la gëosphêre pourrait retenir d'une
façon satisfaisante le technêtium, considéré pendant longtemps comme radionuclide non sorbant. On met au point des essais de sorption dynamique dans
lesquels on ajuste le potentiel redox à l'aide de potentiomètres, le but
étant d'étudier la cinétique de sorption du technêtium sur les minéraux â
teneur en fer.
Les études d'écoulement et d'écoulement simulé dans les fractures
ont montré qu'aux faibles vitesses d'écoulement nécessaires pour pouvoir
avoir des temps de séjour réalistes de l'agent de contamination dans les
fractures, il se produit une dispersion considérable de cet agent, au point
qu'on ne puisse obtenir que peu de renseignements significatifs â partir de
son profil d'élution (Vandergraaf, 1984). Il importe donc de déterminer les
distributions de l'agent de contamination sur les surfaces de fractures à la
fin d'un essai. Cette condition, ainsi que la nécessité d'avoir de plus
longues voies de migration par fractures, ont conduit à réaliser une Installation d'Essais de Migration de Radionuclides sur Grands Blocs de roche
(IEMRGB) (LBRMF). Celle-ci permettra d'étudier la migration des radionuclides à travers les fractures sur une distance de plus d'un mètre. Elle
permettra également de faire jusqu'à six essais simultanés et servira de
lien entre les études en laboratoire et les essais sur le terrain.
On a démonté une boucle d'essais géothermiques contenant une solution siphonnée thermiquement et travaillant entre 20° et 60°C après un an de
service; la solution consécutive est en cours d'analyse. Pour un certain
nombre de radionuclides, la sorption semble être fonction de la température
et du potentiel redox de l'eau souterraine et pourrait être liée à la chimie
du fer du système.
On interprète les essais de sorption en laboratoire I l'aide de
modèles de sorption comportant des isothermes non linéaires. Pour l'interprétation des résultats des essais de sorption/dêsorption en vase mélangeur,
on s'est servi de lois de vitesse cinétique réversible et de mécanismes de
sorption en plusieurs points (Walton et autres, 1984, 1985). On a étudié et
documenté les effets de l'application d'isothermes de sorption linéaire et
non linéaire, de la sorption par réactions réversibles du premier ordre, des
mécanismes de sorption en plusieurs points et de la dissolution par prëcipation sur la modélisation de la gëosphêre (Melnyk, 1986). On a établi et mis
- 43 -
au point des modèles de sorption basés sur les principes de mécanique statistique et incorporé des modèles de sorption complexes à des techniques de
résolution numériques d'équations d'écoulement dans les fractures à la University of Toronto.
Analyse d événements géologiques: comme il est peu probable que
les renseignements provenant des études en laboratoire soient suffisants
pour permettre l'extrapolation des périodes d'observation relativement
courses aux périodes de durée plus longue de six à 10 ordres de grandeur, il
faut acquérir les renseignements complémentaires à partir des observations
sur le terrain. L'analyse des indices du passé géologique qui existent
dansles fractures aquifères des formations de roche cristalline et le long
de celles-ci donne des renseignements qu'on peut utiliser pour prédire le
comportement des radionuclides dans la formation rocheuse entourant une
enceinte d'évacuation de déchets de combustible nucléaire. L'examen d'analogues géologiques d'une enceinte d'évacuation tels que les gisements
d'uranium naturels peut servir à évaluer le comportement des produits de
désintégration des actinides dans la gëosphère. Les études comprennent les
analyses quantitatives des traces d'éléments qui peuvent servir d'analogues
naturels des produits de fission et actinides ainsi que la détermination des
rapports isotopiques des membres de la famille radioactive des actinides.
Les études géochimiques et minéralogiques du batholite de la
région de Lac du Bonnet ont montré que la diffusion dans la gangue de roche
à des températures ambiantes se limite à 3 â 4 cm de la surface des fractures à la texture de la roche. Les fractures exposées aux eaux souterraines non salines comporte un ensemble simple de produits d'altération, à
savoir: de l'illite, du kaolinite, du chlorite, des oxyhydroxides de fer et
du calcite. Des études semblables des fractures porteuses d'eau saline sont
en cours.
On applique les techniques de détermination du déséquilibre de la
famille de l'uranium à l'étude de la migration naturelle des radionuclides
dans la roche plutonique. On peut considérer le mouvement de ces radionuclides naturels comme étant analogue à la migration possible des actinides
d'une enceinte d'évacuation, un point de repère pour évaluer les conditions
gêochimiques pendant de longues périodes et une indication des vitesses de
transport de masse 1 long terme dans un pluton (Schwarcz et autres, 1982).
On a appliqué les techniques de détermination du déséquilibre au batholite
de la région de Lac du Bonnet (Gascoyne, 1984), au pluton de la région des
lacs Eye-Dashwa (Gascoyne, 1982) et au pluton de la région d'East Bull Lake.
Les résultats provenant du batholite de la région de Lac du Bonnet ont
montré que les granites gris et roses contiennent du 2 2 6 Ra, 2 3 0 Th, 23LfU et
- 44 238
U en équilibre séculaire mais que les auréoles d'altération entourant les
fractures aquifères ont été enrichies d'uranium il y a plus de 10 6 ans. Ces
auréoles ont perdu de l'^Û, probablement par recul au cours du processus
de désintégration et de 1'^Û et du ^^^Ra par les processus de dissolutionce qui a entraîné une augmentation en 231*U des eaux souterraines.
Les gisements d'uranium du grès d'Athabasca dans le nord de la
Saskatchewan sont en cours d'étude en tant qu'analogues naturels d'un milieu
d'enceinte d'évacuation de déchets de combustible nucléaire (Cramer, 1984).
Le gisement de la région de Waterbury Lake semble être le mieux approprié
pour les études d'analogues car il se trouve sous plus de 400 m de grès et
sa géométrie est simple et bien définie.
L'intérêt aux analogues naturels est de plus en plus grand dans le
monde: les gisements d'uranium en tant qu'analogues de milieux d'enceintes
d'évacuation de déchets de combustible nucléaire et la distribution de
traces d'éléments dans les zones altérées en tant qu'analogue des produits
de fission et actinides individuels (Kamineni, 1984; Kamineni et Bonardi,
1983). On a tenu un atelier en octobre 1984 pour discuter de l'état des
connaissances et définir les stratégies futures (SKFB, 1985).
Recherche chimique de base: le but de la recherche chimique de
base est d'assurer le soutien chimique fondamental du programme d'évacuation
des déchets de combustible nucléaire. Les études en cours englobent la
chimie redox du technêtium, la thermodynamique des actinides et produits de
fission, l'altération hydrothermique des minéraux, les interactions des
déchets et de la roche et la chimie colloïdale de l'uranium.
On a étudié la chimie redox du technêtium à l'aide de techniques
spectroëlectro-chimiques. Les études d'un éventail de concentrations de pH
et HCO3/CO3 ont montré qu'un complexe de carbonate de Tc(IV) serait la plus
importante des espèces de technêtium dans les eaux souterraines (Paquette et
Lawrence, 1985). Ce complexe est chargé négativement; on a cependant
constaté que les oxyhydroxides de Fe(III) le sépare rapidement de la
solution (Walton et autres, 1985a). On a également étudié la solubilité de
2H2O amorphe dans divers milieux aqueux. Le comportement amphotère de
2H2O est typique en milieux non générateurs de complexes et la solubilité minimale est de 10~ 8 mol dm"3 à un pH au voisinage de pH = 8. On
porte cette solubilité minimale à 10"& mol dm"3 dans les solutions de phosphate et carbonate de 0,05 mol dm"3.
- 45 -
On a fait l'évaluation critique des données thermodynamiques pour
le neptunium et assemblé une base de données constante, CODATA (Lemire,
1984), pour compléter celles évaluées antérieurement pour l'uranium et le
plutonium (Lemire et Tremaine; 1984; Paquette et Lemire, 1980). L'étude de
la génération de complexes de carbonate d'uranium en fonction de la ter^érature est presque terminée et les études de l'hydrolise et génération de
complexes de Np(V) sont commencées. On a obtenu les données de capacité
thermique d'un certain nombre de produits de fission et d'electrolytes
d'eaux souterraines en fonction de la température (Saluja, 1984). On se
servira de ces données pour tirer les quantités thermodynamiques nécessaires
â la détermination de la dissolution des actinides et produits de fission
dans les eaux souterraines. En outre, dans le cas de la dissolution de
l'oxyde d'uranium, on a tir^ une form ,\e mathématique explicite pour calculer la solubilité de l'U02 à l'aide des données thermodynamiques dont on
dispose actuellement (Garisto et Garisto, 1984). On peut employer cette
formule pour calculer la solubilité de l'U02 en fonction de la température,
du pH, du potentiel d'oxydation et des concentrations d'anions dans les eaux
souterraines.
On a étudié l'altération hydrothermique de divers minéraux (aluminosilicates) non feldspathiques dans les eaux souterraines graniteuses et
les solutions salines â 200°C. Le produit d'altération principal a été
l'argile à montmorillonite formée par un mécanisme de dissolution des minéraux et de précipitation de l'argile. De plus, on a établi et mis au point
un programme de calcul de l'équilibre chimique par processus rêactionnel
pour étudier la dissolution des minéraux et la formation du produit d'altération (Garisto et Garisto, 1984). Il a été établi que ce programme prédit
avec succès la formation des produits d'altération de la dissolution du
microcline a divers températures et pH.
Les études de l'interaction de l'ion de pertechnétate et de la
magnetite et de l'hématite, dans des conditions anaërobiques, ont montré que
l'ion de pertechnëtate se réduit à un composé peu soluble, TcO2«2H2O, sur la
surface de la magnetite. Il a été établi que TcO^ sorbe chimiquement sur
l'hématite à un faible taux (<1%) et forme ainsi des complexes pontés monodentés et bidentës avec la surface de l'oxyde hydraté.
On étudie la formation des colloïdes d'oxyde d'uranium (IV) et
1'adsorption des ions d'uranium (VI) sur les colloïdes d'hématite et d'argile pour déterminer le rôle possible de la migration, par les colloïdes,
des actinides et produits de fission à partir d'une enceinte d'évacuation de
déchets nucléaires. La dissolution et reprécipitation de l'U02 peuvent
conduire à la formation des colloïdes. La concentration et dimension de ces
- 46 -
colloïdes varient selon le pH et la concentration d'HCO^. Les colloïdes
naturels d'hématite et d'argile peuvent adsorber des actinides et produits
de fission et ainsi former des "pseudocolloTdes". On a étudié I1adsorption
des ions d'uranium (VI) sur les colloïdes d'hématite en fonction du pH et de
la concentration d'HCO^ et d'acide humique (Ho et Doern, 1985; Ho et
Miller, 1984, 1985). L1adsorption est la plus forte à un pH au voisinage de
la neutralité et diminue lorsque le pH augmente. En outre, les petites
quantités d'acide humique (~3 mg»dm~^) accentuent la sorption de l'uranium
tandis que les grandes quantités (>24 mg»dm~3) la retardent.
5.2.6
Autres milieux récepteurs possibles
Un rapport sur les gisements de sel des bassins sëdimentaires du
Canada est en cours de rédaction; il fait partie des quelques rapports de
base sur les formations salines en tant qu'autres milieux récepteurs possibles pour l'évacuation des déchets de combustible nucléaire. Ces rapports
sont des compilations de renseignements actuels et ne couvrent pas les
études sur le terrain.
Le Canada participe à des travaux de recherche internationaux sur
l'évacuation dans les fonds marins et sous ceux-ci par l'intermédiaire du
Groupe de Travail sur les Fonds Marins de l'AEN de l'OCDE. Au cours de
l'année passée, la recherche s'est concentrée sur la stratigraphie et la
géochimie des sédiments des grands fonds de l'Atlantique appelés la plaine
abyssale méridionale de Nares. Parmi les progrès scientifiques importants
réalisés, il faut citer la détermination des conditions de réduction chimique dans les échantillons d'eau de pores prélevés dans les sédiments. Ces
conditions se distinguent par la diminution du nitrate et l'augmentation du
Mn et Fe dissouts et se manifestent à de grandes profondeurs, de moins de
1 m à plus de 10 m, dans les sédiments. Étant donné que les conditions
redox pourraient influer dans une grande mesure sur la diffusion à travers
les sédiments des fonds marins, il importe de déterminer les variations
régionales des conditions redox dans les sites d'évacuation sous-marins<f.
possibles, à grande profondeur. On a prévu que les coefficients de diffusion provenant des essais de migration à court terme pourraient conduire à
une surestimation des temps de rétention des isotopes de 10^, surtout dans
les cas où on n'a pas tenu compte des coefficients de distribution en fonction de la concentration des isotopes.
5.2.7
Sismiscité régionale
Le dernier de la série de cinq postes de sismographie ayant complété récemment le réseau de sismographie canadien est entré en service
- 47 -
cette année. Ces postes complémentaires ont permis d'améliorer considérablement la capacité de détection du réseau en question dans le nord-ouest de
l'Ontario.
Le point le plus intéressant de l'activité sismique de l'an
dem
r a été le nombre sans précédent de coups de charge qui se sont produits, dont la série de coups de charge de Sudbury qui a causé la mort de
quelques mineurs de fond. Jusqu'ici, on n'a pu trouver la raison de l'augmentation des coups de charge à cet endroit. Un tremblement de terre d'une
amplitude de 3,9 s'est produit près de Sioux Lookout au cours de l'année.
5.3
ÉVALUATION DE LA ZONE DE RECHERCHES DE WHITESHELL
5.3.1
Généralités
La Zone de Recherches de Whiteshell (RA 3) s'étend sur le batholite de la région de Lac du Bonnet, grand pluton granitique du sud-est du
Manitoba. C'est là que se trouvent le Laboratoire de Recherches Souterrain
(LRS) et l'Établissement de Recherches Nucléaires de Whiteshell (ERNW).
Des études sont en cours depuis 1978 dans la Zone de Recherches de
Whiteshell pour caractériser les conditions gêologigues, géophysiques et
hydrogéologiques existant dans le batholite en question. Le but des études
est de contribuer à la compréhension générale de la roche plutonique fracturée et de fournir des données d'entrée particulières au site pour établir
et mettre au point des modèles représentatifs de la gêosphère.
Au début, la plupart des travaux ont été effectués dans la propriété de l'ERNW. En 1980, vingt et une concessions ont été accordées pour
les recherches en surface et sous-sol de 3,8 km2 de terres de la Couronne
appartenant au gouvernement du Manitoba à 12 km à l'est de la ville de Lac
du Bonnet et 15 km au nord-est de l'ERNW, au Manitoba (Figure 8 ) , dans le
cadre du projet de LRS.
5.3.2
Évaluation du site du LRS
Le programme d'évaluation du site du LRS comprend l'étude complète
des caractéristiques géologiques, gêophysiques, gêochimiques et hydrogeologiques du terrain loué" pour les recherches (Davison et autres, 1982). Le
premier but du programme d'évaluation du site a été de choisir un site pour
le puits et de fournir des renseignements qui aideraient à élaborer le plan
des installations d'essais souterraines. On a fait l'évaluation en 1983.
Les activités récentes ont été axées sur la définition en détail des conditions hydrogeologiques existant dans le terrain loué pour les recherches
- 48 -
Loc du Bonnet
FIGURE 8:
Situation de l'ERNW et du LRS dans la region
afin de fournir des renseignements et des données d'étalonnage pour les
modèles mathématiques des régimes d'écoulement d'eaux souterraines. On a
établi sur le site un réseau de sondages munis d'instruments spéciaux
(Figure 9) pour mesurer les variations hydrogéologiques dues â l'excavation
du puits et aux travaux souterrains (Davison, 1984a et 1984b). On se sert
d'un système de surveillance d'eaux souterraines composé de plusieurs
tubages d'isolation d'intervalle entre sondages de 76 mm de diamètre de la
série URL et de plezotnètres à plusieurs packers et colonnes en sondages de
156 mm de diamètre de la série M, pour mesurer les fluctuations de niveau et
variations de chimie des eaux souterraines. On enregistre continuellement
les niveaux d'eaux souterraines en environ soixante quinze postes de surveillance au moyen d'un système automatique d'acquisition de données composé
de capteurs de niveau d'eau, de têléanalyseurs de données, d'une liaison de
communication à fil et d'un enregistreur central de données (Figure 10).
On a identifié trois grandes zones de fractures â faible inclinaison dans la masse de roche granitique (Figure 11); celles-ci règlent
l'écoulement des eaux souterraines sur presque toute la surface du site.
Les mesures de pression hydraulique effectuées avant l'excavation du puits
révèlent que ces trois zones influent sur le régime d'écoulement des eaux
souterraines. En outre, l'analyse de la variation spatiale des propriétés
chimiques des eaux souterraines indique qu'il y a un rapport étroit entre le
régime chimique et le régime d'écoulement des eaux souterraines.
Plusieurs équipes indépendantes de modélisation hydrogéologique
ont incorporé les données expérimentales avant construction à des modèles du
régime d'écoulement des eaux souterraines du site du LRS. Ces modèles ont
servi a prédire la réaction du réseau d'eaux souterraines à l'excavation du
puits et des travaux souterrains du LRS (Guvanasen, 1985). Les comparaisons
avec les mesures fournies sur le terrain par le réseau de surveillance des
eaux souterraines permettra d'évaluer la capacité de prédiction de chaque
modèlec
On a commencé l'excavation du puits du LRS le 12 mai 1984 et
atteint une profondeur de 185 m vers la fin de septembre 1984. On a enregistré la vitesse et le point d'infiltration des eaux souterraines dans l'excavation ainsi que les abaissements de niveau de ces eaux dans le réseau de
puits de surveillance environnant. Aucune infiltration, aucun abaissement
décelables ne se sont manifestés lors de l'excavation jusqu'à une profondeur
de 62 m. A plus de 62 m, il y a eu une infiltration en un certain nombre
d'endroits ainsi qu'une fracture discrète presque verticale qui a intersectë
le puits entre 65 m et 80 m, une zone de fractures presque 1 ïrizontale (zone
de fractures 3) a 110-113 m et deux zones de fractures presque verticales
BATIMENTS PERMANENTS
1016 - BT. BUREAUX DES SERVICES
ADMINISTRATIFS ET DE
RELATIONS PUBLIQUES
1017 - BT. GARAGE D'ENTRETIEN
ET SALLE DE STOCKAGE DES
CAROTTES DE SONDAGES
3?-> ^<ZSJ:rrr^M*
'ROUTE,
D'ACCES
PRINCIPALE
1020 - STATION DE POMPAGE
DEAO
cftee»
GUACINO
STN.
1021 - BT. SORTIE DE SECOURS
ET VENTILATION
1022 - BT. LABORATOIRE ET
•Si"»
BASSIN DE
DÉCANTATION
DES EAUX DE
UMSl
#
O
-
KHI
IIJO
"t)0-<
• LRS SONDAGES SERIE
o M
• B
• 0
•
••
a
SONDAGES SÉRIE
SONDAGES SgRtE
SONDAGES SERIK
DEVERSOIRS DE MESURE
DU COUKANT
ROULOTTES ET BATIMENTS
POSTES DE MESURE
DES EAUX DE PLUIE
URL LEASE AREA PLAN
FIGURE 9:
Plan du terrain loue pour les recherches au LRS
BUREAUX ROULOTTE
DU ( L R S ) 2
I
- 51 -
BOITES DE JONCTION DU TRANSDUCTEUR
"CABLE DÛ" t T E L E M U L T I P I ' E X E U R S ( 2 ° C A N * U X CHACUN)
TRANSDUCTEUR
NIVEAU DES EAUX S
NRECISTREUR AUTOMATIQUE DE DONNÉES ( 1 0 0
BANDE A
TERMINAL D'AFFICHAGE
9 PISTES""
IMPRIMANTE DU TERMINAL
CANAUX)
MICRO-ORDINATEUR
AVEC ENREGISTREMENT
SUR MINIDISQUE
ENREGISTREUR AUTOMATIQUE
DE DONNÉES ET
MICRO-ORDINATEUR
PUITS DU LRS
FIGURE 10:
Schéma du système d'enregistrement automatique des niveaux
piezoraétriques
- 52 -
URL11 M4A.4B UHL6
COUPE (T)-(r):
M2A, 2B
NON EXAGEREE DANS LE
-200
SENS VERTICAL
ZONE DE FRACTURES
PARTIE À FORTE PERMÉABILITÉ DE LA ZONE
PARTIE À FAIBLE PERMÉABILITÉ DE LA ZONE
FIGURE 1 1 : Coupe g é o l o g i q u e du t e r r a i n l o u é pour l e LRS
©
RÉGIME DE ERESSION HYDRAULIQUE (H1 * 00 ) LE LONG DE LA COUPE ( J ) -
300
FIGURE 12:
Distribution de la pression hydraulique le long de la coupe 1-1'
avant l'excavation du puits
- 53 -
qui ont êtë intersectêes par l'extrémité nord du poste du niveau supérieur
du puits à 130 m. Le volume d'eaux souterraines s'infiltrant dans le puits
s'est échelonné d'environ 10 m3/jour, lorsqu'on a rencontré pour la première
fois au cours de l'excavation, des fractures d'infiltration à 62 m, à
environ 35 m3/jour après que les fractures d'infiltration ont été intersectêes par le poste du niveau supérieur du puits (Figure 13). Presque tout
l'abaissement du niveau des eaux souterraines associé à l'infiltration en
question s'est limité à" la zone de fractures 3 et, vers la fin de septembre
1984, il a été de 50-70 m sur 200 m de profondeur de puits (Figure 14).
L'abaissement s'est accru à mesure qu'on a rencontré c.iaque nouvelle fracture d'infiltration lors de l'excavation du puits (Figure 15). Les résultats des mesures révèlent qu'un ensemble dominant de fractures presque verticales, perméables et d'orientation NE communiquent avec la zone de fractures 3 et s'ër.end sur une profondeur de 60 â au moins 130 m. On prélève
périodiquement des échantillons d'eaux en tous les points d'infiltration du
puits pour établir les tendances chimiques dans l'espace qui existent et
détecter toute variation en fonction du temps qui pourrait se produire.
5.3.3
Évaluation du site de l'ERNW
Les travaux du site de l'ERNW (Figure 8) ont été rëceniment axés
sur la détermination des caractéristiques hydrogéologiques du batholite de
la région de Lac lu Bonnet le long d'une ligne de sondages de 2 km, les
sondages s'étendant sur une profondeur d'environ 700 m. On a effectué les
examens au téléviseur et essais hydrogëologiques d'injection au packer â
deux éléments des sondages WN-9 et WN-10. On a installé postérieurement
plusieurs piëzomètres à packer et tube pour permettre la surveillance du
régime d'eaux souterraines. Pour des travaux antérieurs sur le site, on
avait installé des postes de surveillance hydrogëologique dans les sondages
WN-1 à WN-8 (Davison, 1981; Kurfürst, 1983). Les données réunies indiquent
qu'une zone de fractures étendue i faible inclinaison règle presque tout
l'écoulement d'eaux souterraines dans le pluton du site de l'ERNW
(Figure 16). Il semble que les eaux souterraines s'écoulent vers la surface
en longeant la zone de fractures. Au-dessous de la zone de fractures, les
eaux souterraines s'écoulent à travers un réseau de fractures perméables
très espacées et leur salinité augmente sensiblement. Les buts des travaux
futurs sur le site seront d'établir les propriétés de migration â grande
échelle des solutés de la zone de fractures à faible inclinaison et d'étudier les eaux souterraines salines provenant d'une plus grande profondeur.
- 54 -
13/JOUR
MAI
FIGURE 13:
JUIN
JUIL.
AOUT
SEPT.
OCT.
Volume net d'eaux souterraines s'infiltrant dans le puits du LRS
- 55 -
M2 »(8)
100
FIGURE 14:
2ü0m
Profil d'abaissement du niveau des eaux souterraines dans la
zone de fractures 3 du site du LRS, au 10 septembre 1984
56 -
?96.ec
P80.00 -
270.00 -
_J?60.00 H
Q
H
?3e.ec -
;vo.on
?1C.0C -
?00.0C -^-rm i i1 i i i i i1 i M i i i i i i i i I i i i i i i i i i i i I i i i i i i i i i i i i i i i i i
Janv.
FIGURE 15:
F6v.
Mar«
Avr.
Mai
Juin
Juil.
AoOt
Sept.
i it i i f ) u ) i < ) i i i i
Oct.
Nov. Dec.
Trace de l'abaissement du niveau des eaux souterraines en
fonction du temps pour un intervalle de 100-150 m (sondage
URL-6)
WNS.6,7
WNIO
WN8
WN4
•¥2
WN1.1
WN9
PLAN DE SONDAGES
SA*«
+ 4444 +
4+44+4
U«
* • •>
+ + ++ ++ 4
FIGURE 16:
Plan et coupe de sondages au site de l'ERNW
- 58 -
5.4
ZONE PS RECHERCHES D'EAST BULL LAKE
5.4.1
Géologie
On a effectué des études géologiques minutieuses, sur le terrain,
de la roche plutonique gabbroîque dont le forage de quatre sondages profonds
carottés dans la zone de recherches de la région d'East Bull Lake (RA 7 ) .
Le pluton est un gabbro anorthositique stratifié de sorte qu'on a rencontré
une grande variété de types de roche gabbroîque à la fois dans les affleurements et la carotte.
L'analyse des renseignements provenant des études sur le terrain a
conduit aux conclusions suivantes:
-
la stratification des types de roche observés dans les affleurements
est continue jusqu'au sous-sol et est un signe reconnaissable de la
corrélation entre les mesures hydroleîques intersondages;
-
la fracturation est lié« au type de roche; par exemple, les filons
et troctolites sont relativement très fracturés;
les filons rocheux mafiques contiennent une quantité importante de
pluton (19% de l'affleurement est du filon rocheux);
les études de détermination de l'âge laissent supposer que l'intrusion des filons rocheux s'est étalée sur une période d'environ 600
millions d'années;
Les lignes d'affaissement topographiques sont courantes, certaines
étant liées aux filons rocheux et d'autres aux failles; l'orientation des fractures de l'affleurement reflète l'orientation de la
ligne d'affaissement;
la zone faillêe de la région de Foison Lake est im élément structural important composé de plusieurs failles discrètes; son histoire
tectonique est longue et comporte au moins deux épisodes de mouvement de failles.
L'analyse gêochimique à la microsonde électronique a permis d'établir que les amphiboles et biotites de certaines couches contiennent une
grande quantité de chlore. En outre, les zeolites sont associées aux zones
d'altération situées le long des fractures.
- 59 -
5.4.2
Géophysique
On a effectué des travaux géophysiques dans tous les sondages de
la zone de recherches RA 7 â la fin de l'année (4 sondages profonds
carottés: EBL-1 à EBL-4 et 14 sondages peu profonds forés par percussion à
air comprimé: P-l â P-14).
Du fait d'une panne d'éléments des détecteurs-enregistreurs sismiques par ondes tubulaires de trou à trou, on n'a pu s'en servir dans certains sondages. Avant que la panne se produise, on a pu cependant faire un
relevé complet aux ondes tubulaires pour EBL-1 et obtenir d'excellents résultats entre EBL-1 et EBL-2. Ces résultats étaient particulièrement significatifs étant donné que la distance entre ces trous est de plus de 400 m.
5.4.3
Propriétés de la. roche et géomécanique
On a choisi plus de 250 carottes des sondages de RA 7 comme
carottes de référence pour la mesure des propriétés de la roche. Les résultats des mesures effectuées sur ces carottes et sur les carottes particulières supplémentaires des sondages profonds et affleurements constitueront
la base de données sur les propriétés de la roche et, dans le cas qui nous
intéresse, sur celles de la roche gabbroîque. La grande variété de types de
roche gabbroîque rencontrés dans le pluton de la région d'East Bull Lake
fera de cette base de données un moyen idéal pour comparer les propriétés de
la roche avec les diverses propriétés citées dans la documentation et pour
comparer cette même base de données avec les bases de données provenant des
résultats de travaux en zones de recherches sur la roche granitique.
5.4.4
Hydrogéologie
En octobre et novembre 1983, on a réalisé les sondages EBL-1,
EBL-2 et EBL-4 â l'aide de packers de production-injection (PIP) "Lynes"
pour créer 14 intervalles d'essai au total â des fins de mesure de pression
hydraulique et perméabilité et d'échantillonnage des eaux souterraines. On
a effectué des essais hydrogêologiques minutieux dans ces intervalles en
mai, juin et juillet 1984 après avoir laissé les sondages se stabiliser
pendant environ six mois.
Les résultats des mesures de perméabilité montrent qu'en qênêral
on passe de 10~ 8 rn's"1 â 10~ 1 0 - 10~ 1 2 m's" 1 â mesure que la profondeur
augmente, dans le cas des sondages EBL-1, EBL-2 et EBL-4. On a observé des
zones de fractures â forte perméabilité jusqu'à une profondeur de 640 m dans
- 60 -
les sondages de la série EBL. Les deux zones de fiactures les plus perméables se trouvent à une profondeur de 210 m dans le sondage EBL-1 et de 454 m
dans le sondage EBL-4. La zone de fractures située à 210 m est associée à
l'horizon troctolitique, couche serpentinisêe riche en olivine de la série
gabbro-anorthosite du pluton de la région d'East Bull Lake. La zone a forte
perméabilité â 454 m est associée à une zone de pierraille et fractures
identifiée par carottage et par détection des fractures au téléviseur.
Les mesures de pression hydraulique dans les sondages EBL-1, EBL-2
et EBL-4 indiquent des gradients décroissants dans le sens vertical d'environ 0,01 â 0,08. Ces gradients et la forte perméabilité simultanée près de
la surface du sol indiquent que, dans les sondages, les eaux souterraines à
grande profondeur sont probablement contaminées par les eaux souterraines
situées près de la surface du sol et que l'échantillonnage des eaux souterraines sera difficule jusqu'à ce qu'on isole les intervalles d'échantillonnage par un tubage permanent.
On a effectué des essais hydrauliques minutieux sur les sondages
de la série P, peu profonds, forés par percussion à air comprimé, à l'aide
de packers à un et deux éléments (intervalles d'essai de 4 mètres). On a
effectué des essais d'extraction à l'aide d'un piêzomètre en chlorure de
polyvinyle de 50 mm de diamètre dans chaque sondage pour identifier les
zones à forte perméabilité et échantillonner les eaux souterraines et exécuter des essais d'injection et pompage hydrauliques par la suite.
On a échantillonné les zones isolées par packers des sondages
EBL-1, EBL-2 et EBL-4 par pistonnage, extraction par injection d'air comprimé ou pompage sous pression dans une tige de forage AQ raccordée aux
packers de production-injection. On a mesuré la teneur en rhodamine WT lors
de l'échantillonnage pour évaluer le degré de contamination des échantillons
par l'eau de forage marquée à la rhodamine lors du forage. On a également
ëchantilionne une ou plusieurs zones de chacun des 14 sondages forés par
percussion â air comprimé (série P ) . On a mesuré les anions principaux, le
pH, le potentiel redox et l'oxygène dissout sur le terrain lors de l'échantillonnage. Lors de la stabilisation hydrochimique, on a prélevé et traité
une série complète d'échantillons sur le terrain pour déterminer les ions
principaux les traces d'éléments, les matières organiques, les gaz dissouts
ainsi que les isotopes du milieu ambiant.
Les résultats dont on dispose jusqu'ici indiquent l'existence de
trois régimes hydrogëochimiques. Les eaux souterraines à faible profondeur
passent rapidement du type bicarbonate de calcium près de la surface du sol
- 61 -
au type bicarbonate de sodium à une profondeur de 15 à 30 m. Ces eaux ont
une faible teneur totale en solides dissouts (~200 mg«L -1 ) et une faible
concentration de chlorure (~1 mg'L" 1 ). Le pH augmente rapidement, en fonction de la profondeur, et atteint une valeur aussi élevée que 9,6.
On a récupéré les eaux souterraines du type â chlorure de sodium
des sondages EBL-1, EBL-2 et EBL-4 à des profondeurs inférieures à 400 m
environ. Ces eaux ont également une forte concentration de calcium mais une
faible concentration de magnésium et potassium et le pH est de 9,5 à 10,0.
On a décelé de la rhodamine dans toutes les zones échantillonnées en sondages EBL-1, EBL-2 et EBL-4: ce qui laisse supposer que les concentrations
in situ ont été diluées à des degrés variables par l'eau de forage. Les
résultats des analyses isotopiques aideront à déterminer le degré de contamination des échantillons et la nature des relations de mélange entre les
eaux de différentes origines; ils laissent supposer des facteurs hydrogëologiques et hydrogêochimiques possibles responsables des variations de l'hydrochiraie du sous-sol de la région d'East Bull Lake.
5.5.
ZONE DE RECHERCHES D'ATIKOKAN ET ETUDE DU RESEAU
D'ÉCOULEMENT D'EAUX
L'étude du réseau d'écoulement d'eaux est une étude hydrogéologique et géologique à long terme et de grande envergure. Le but de celle-ci
esL de permettre une meilleure comprëhesion générale de l'écoulement à
grande échelle des eaux souterraines dans la roche plutonique fracturée. On
atteindra ce but en effectuant des études particulières â la zone pour définir et caractériser les voies existantes et possibles intéressant l'évaluation de l'efficacité d'une enceinte d'évacuation. Les travaux sont en cours
dans la zone de recherches de la région d'Atikokan dans le nord-ouest de
l'Ontario.
5.5.1
Géologie
Les travaux ont commencé en octobre 1983, les résultats d'analyse
de fractures ayant été obtenus au cours de la saison précédente de travaux
sur le terrain, à partir d'une nouvelle zone figurant sur la grille (quadrillage) de la carte topographique du pluton granitique de la région d'EyeDashwa Lakes. Le but de l'analyse a été de choisir un site de forage dans
une zone intrablocs (située entre des failles) pour prédire les conditions
existant dans le sous-sol à l'aide des données géologiques et gëophysiques
provenant du programme actuel de forage dans la zone figurant sur la grille
de la carte topographique de la région de Forsberg Lake. On a établi une
carte géologique régionale au 1/20 000 du pluton d'Eye-Dashwa Lakes et une
- 62 -
carte au 1/1000 des affleurements/de la roche fracturée de la zone figurant
sur la grille de la carte topographique de la région de Forsberg Lake afin
d'aider à la prédiction.
La cartographie d'une étendue de 1100 km2 renfermant la zone
d'étude du réseau d'écoulement d'eaux et la nouvelle zone figurant sur la
grille de carte topographique a démarré au début de 1984. Pendant la saison
des travaux sur le terrain, on a cartographie avec succès environ 75% de
l'étendue de 1100 km2 et ainsi précisé les limites et la structure interne
des éléments géologiques principaux de la zone. Un résultat important des
travaux est l'indication que de nombreuses structures attribuées antérieurement à la formation des failles pourraient être attribuées au plissement
isoclinal.
5.5.2
Géophysique
On a établi la carte de la nouvelle zone figurant sur la grille en
question au 1/5000. On a constaté une corrélation entre les points de
faible activité magnétique et de forte densité de fractures. Les renseignements provenant des levés à très basse fréquence et électromagnétiques
(VLF-EM) ont montré que presque tous les points conducteurs étaient des
dépressions remplies de morts-terrains de recouvrement dans la roche de
fond.
On a fait un levé gravimêtrique â l'échelle régionale et établi
des cartes bathymëtriques, isopaques et hypsométriques de la structure de la
roche de fond à partie de données de sonar sur plusieurs grands lacs et
d'après des renseignements provenant de travaux sur le terrain exécutés en
1983. On a constaté que ces cartes étaient utiles dans la détermination de
la continuité des lignes d'affaissement. On a lancé des contrats pour
l'étude de la réflexion des ondes sismiques dans la nouvelle zone figurant
sur la grille de la carte topographique et pour la prospection aérienne
régionale. La saison des travaux sur le terrain a débuté en mai par les
levés aéroportés régionaux électromagnétiques (EM) et magnétiques et les
levés terrestres à très faible fréquence et électromagnétiques (VLF-EM),
magnétiques des ondes sismiques réfléchies, gravimëtriques, magnêtotelluriques et magnétomëtriques. Ces travaux se sont terminés vers la fin de 1984
en même temps que la cartographie géologique, l'interprétation géologique
régionale et la prédiction gêologigue du sous-sol de la zone figurant sur la
grille de la carte topographique.
- 63 -
5.5.3
Hydrogeologie de la surface du sol
On a analysé les données recueillies en 1983 au cours des travaux
sur des sites à eaux en surface et à faible profondeur au début de la
période des travaux; l'analyse faisait partie de la caractërisation préparatoire de la surface du sol de la zone d'étude du réseau d'écoulement d'eaux.
Ces données ont comprorté les données d'analyses chimiques et isotopiques et
indiqué que les eaux des bassins adjacents d'Eye River et de Finlayson ont,
au départ, une composistion semblable dans les hautes terres. A mesure que
les eaux en surface s'écoulent à travers chaque bassin, celles du bassin de
Finlayson semblent cependant recueillir une plus grande quantité de substances chimiques. On pourrait attribuer ceci à différents types de roche
contenus dans chaque bassin. Le bassin d'Eye River est pour la plupart
granitique/gneissique tandis que le bassin de Finlayson est mëtavolcanique.
Il y a eu cependant des signes révélant que le bassin de Finlayson contient
des sources déversantes à teneur totale en solides dissouts relativement
haute. De plus, on a constaté des teneurs en tritium anormales dans les
basses terres du bassin d'Eye River par rapport aux hautes terres - ce qui
indique une dilution possible des eaux de surface par les eaux souterraines
déversantes•
On a commencé des levés aéroportés par images thermiques infrarouges au début de 1984 avant la rupture des glaces printannière. On a
ensuite fait des levés de reconnaissance terrestres pour examiner les anomalies thermiques de lacs choisis, anomalies indiquées par les images thermiques. Bien qu'on ait attribué bon nombre des anomalies à l'écoulement
rapide des eaux des lacs ou aux eaux de ruissellement précoces, tout semble
indiquer l'existence d'eaux souterraines ascendantes plus chaudes le long
des bassins de Finlayson Lake et Eye Lake.
La saison des travaux sur le terrain s'est poursuivie par l'exécution d'un nouveau programme d'échantillonnage des eaux en surface et à
faible profondeur dont la détermination de la radioactivité naturelle. On a
constaté des teneurs en radon anormalement élevées dans les sondages choisis
bien que les teneurs en uranium et radium 226 soient généralement faibles
dans toute la région. On a fait des levés terrestres dans cette région en
été 1984, le but étant d'améliorer la base de données avant de choisir de
nouveaux postes de forage, d'étude d'êvapotranspiration et de mesure du
courant des nappes et cours d'eau. La surveillance des postes existants de
mesure de courant et d'air s'est poursuivie pendant toute l'année.
- 64 -
5.5.4
Hydrogeologie du sous-sol à faible et grande profondeur
On a surveillé les postes de forage existants pratiqués à faible
et grande profondeur, dont le poste de forage du bassin de Forsberg Lake,
pendant tout l'automne et l'hiver de 1983 et le printemps et le début de
l'été de 1984. Au cours de l'été, on a rë-ëchantillonné les sondages
choisis pour déterminer les propriétés chimiques des eaux souterraines,
exécuté de nouveaux essais dans ceux-ci pour déterminer la conductivitë
hydraulique et examiné ceux-ci pour déterminer la réaction diurne des eaux
souterraines aux variations atmosphériques. On a choisi de nouveaux sites à
des fins de forage à faible et grande profondeur, d'après les renseignements
acquis lors de l'exécution des programmes de cartographie géologique, géophysique et de cartographie hydrogéologique, de surface. On a commencé un
nouveau programme de forage par le sondage ATK-6. Ce sondage fournira des
renseignements permettant de connaître le degré d'exactitude des prédictions
géologiques relatives au sous-sol.
5.5.5
Aménagement de la zone de recherches
On a défriché un chemin d'exploitation forestière existant, mais
envahi par la végétation, sur quinze kilomètres au cours de l'été de 1984
pour permettre aux camions et à la foreuse d'accéder aux parties centre-nord
et sud de la zone de recherches. On a construit un nouveau chemin de six
kilomètres dans les parties centrale et sud de la zone pour permettre à la
foreuse d'y accéder et construire des postes de surveillance de rivière. On
a commencé la construction de deux postes de surveillance de rivière en
1984.
5.6
LABORATOIRE DE RECHERCHES SOUTERRAIN
Le Laboratoire de Recherches Souterrain (LRS) est une installation
expérimentale construite à une profondeur d'environ 240 m dans le batholite
de la région de Lac du Bonnet lequel est un grand pluton granitique. Le LRS
constitue un milieu approprié pour les essais permettant de déterminer la
réaction thermique et mécanique de la roche à l'excavation et â la charge
thermique telle qu'elle se produirait dans une enceinte d'évacuation ainsi
que pour les essais permettant de déterminer l'efficacité du tampon et remblai et des systèmes de scellement du puits et des galeries; de plus, il
donne la possibilité de prédire et ensuite d'observer les réactions mécaniques et hydrologiques de la masse rocheuse à l'excavation du puits et des
galeries. Seule la construction sur un site, dans une majse rocheuse non
perturbée avant, donne cette possibilité et le LRS est la première
- 65 -
installation souterraine à être creusée au-dessous de la nappe phréatique en
roche plutonique non perturbée.
Les essais souterrains se feront en trois phases: la phase de
construction, la phase de caractërisation gëotechnique et la phase d'étude.
La phase de construction est celle dont l'excavation fait partie intégrante
ou qu'on peut mieux exécuter lors de la construction. La phase de caractërisation géotechnique est celle au cours de laquelle on caractérise la
zone d'essais pour les essais de la phase d'étude. La phase d'étude comprend des essais importants permettant d'étudier les conditions pouvant
exister dans une enceinte d'évacuation. Seuls les travaux de la phase de
construction ont eu lieu en 1984.
5.6.1
Aménagement du site des installations du LBS
L'aménagement du site des installations de surface (Figure 17) a
commencé en octobre 1982. Les ouvrages destinés aux bureaux, à l'entretien,
au stockage des carottes de sondages, au laboratoire, au bassin de décantation des eaux do mines et au chevalement/treuil ont été fondamentalement
terminés et entrés en service avant avril 1984.
L'excavation du puits et l'installation des systèmes de servitude
du puits ont démarré en mai 1984; l'excavation a atteint une profondeur de
185 m avant octobre 1984. La chambre annulaire d'instrumentation à 62 m de
profondeur et le poste de puits à 130 m ont été terminés; l'aménagement de
la chambre d'instrumentation annulaire â 185 m est en cours.
Les plans d'un système d'acquisition de données sur le LRS ont été
établis. Le système choisi est basé sur le principe de l'utilisation de
deux ordinateurs principaux DEC LSI11/73 pour la collecte et l'enregistrement en mémoire des données et d'un réseau de micro-ordinateurs et de machines périphériques d'accès/d'entrëe et de sortie. Les ordinateurs principaux actionneront une série d'enregistreurs de données qui se trouveront
dans le sous-sol.
5.6.2
Essais lors de la phase de construction
On a éprouvé avec succès, dans l'orifice du puits, à la fin de
1983, les méthodologies et techniques expérimentales à employer lors de
l'excavation de ce puits, dont la cartographie géologique et stérêophotographie des parois di puits, l'application de techniques gëophysiques aux
parois du puits, les essais d'instruments lors de l'abattage à l'explosif
etl'épreuve des techniques de détermination des dégâts dûs â l'excavation,
- 66 -
AIRE DE STOCKAGE
DE ROCHE EXCAVÉE
'ROFONDEUR JUSQU'À CHAMBRE 1-01: 130 n
CHAMBRE 2-01: 240 n
JUSQU'AU FOND DU PUITS: 255 a
SOUS-SOL
DANS LE SENS HORIZONTAL
0 5Ï0
FIGURE
20
SH-01
1-01
2-01
2-02
2-03
2-0*
2-05
2-06
PUITS
POSTE DU NIVEAU SUPERIEUR DU PUITS
POSTÏ DU HIVEAU INFÉRIEUR DU PUITS
SOUS-STATION ÉLECTRIQUE
GALERIE D'ACCÈS
STATION DE POHPACE
ATELIER (EN PARTIE TERMINÉ)
CALERIE D'AVANCEMENT SUD-EST
30
Installations de surface du LRS et construction prévue dans le
sous-sol
- 67 -
de détermination des contraintes, de recueil des eaux d'infiltration des
fractures des parois du puits et de mesure de la température de la masse
rocheuse.
On a également appliqué la cartographie et stëréophotographie des
parois du puits à une profondeur de puits de 170 m. On a rencontré du
granite rose jusqu'à une profondeur de 140 m où on a alors rencontré une
variation graduelle irrêgulière de couleur à la surface de séparation. A
une profondeur de 160 m, on n'a rencontré que du granite gris à gris verdâtre.
Les fractures verticales sont essentiellement en faisceau orienté
N21°/E90°. Les fractures à faible inclinaison (-35°) se limitent en grande
partie à la zone de fractures 3: zone faillée intersectëe entre 100 et
115 m de profondeur. On peut diviser la zone de fractures 3 en un intervalle supérieur comportant une seule fracture, la faille inverse ayant un
déplacement latéral d'environ 5 cm et en un intervalle inférieur d'environ
1,5 cm d'épaisseur comportant un certain nombre de fractures, la faille
inverse ayant un déplacement latéral cumulatif de 1,0 m.
On a effectué les mesures géomëcaniques principalement dans les
chambres d'instrumentation annulaires construites à 15 m de profondeur dans
l'orifice du puits et à 62 m de profondeur dans le puits. On a effectué
d'autres mesures à l'aide de jauges de convergence disposées dans les parois
du puits à huit autres profondeurs. Au début de l'excavation, tous les
instruments de la chambre annulaire à 15 m de profondeur ont subsisté sauf
trois jauges. Après avoir apporté des changements à la technique de montage, le problâme a été résolu et tous les instruments de la chambre annulaire à 62 m de profondeur ont alors subsisté. L'expérience acquise avec la
chambre annulaire, à 62 m de profondeur, devrait permettre d'améliorer les
techniques et le programme de montage de la chambre d'instrumentation annulaire, â 185 m de profondeur. Un concept schématique des éléments des chambres d'instrumentation annulaires est présenté à la Figure 18.
Lors de l'excavation, on n'a monté aucune instrumentation hydrogéologique dans le puits jusqu'à la chambre annulaire expérimentale, à 62 m
de profondeur, et on n'a rencontré aucune entrée décelable d'eaux souterraines dans le trou. Cependant, lors du forage des trous de logement d'intrumentation à partir de la chambre annulaire, â 62 m de profondeur, on a
intersectë de nombreuses fractures perméables et de l'eau souterraine s'est
écoulée dans le puits en provenance de ces trous de logement. Avant la
- 68 -
reprise de l'excavation, l'entrée d'eau était à peu près de 6 L/min lors du
creusement du premier trou de logement d'instrumentation à 11 L/min après le
creusement du dernier trou de logement d'instrumentation. Le niveau d'eau
de certains piézomètres du réseau de surveillance disposé autour du terrain
loué pour le LRS a commencé à baisser dès qu'on a rencontré la première
entrée d'eau dans ces trous.
On a installé un système de completion à cinq packers dans un trou
de logement d'instrumentation de 15 m de longueur de la paroi ouest du
puits. La pression hydraulique dans chaque intervalle a baissé graduellement jusqu'au moment où on a commencé à excaver au-dessous de la chambre
annulaire, â 62 m de profondeur, après quoi la pression dans tous les intervalles a commencé à augmenter d'une manière spectaculaire. Cette augmentation de pression hydraulique coïncide à une baisse de débit d'eau souterraine s'écoulant des trous de logement d'instrumentaion, à 228 m de profondeur.
Lors de l'excavation du puits jusqu'à une profondeur de 185 m, il
y a eu infiltration d'eau dans le puits en un certain nombre d'endroits,
dont celle par une fracture presque verticale qui intersectait la paroi nord
du puits entre 65 et 80 m, une zone de fractures presque horizontales (zone
de fractures 3) entre 110 et 113 m, une fracture presque verticale qui
intersectait la paroi nord entre 115 et 125 m et deux zones de fractures
presque verticales qui étaient intersectêes par le poste du niveau supérieur
du puits â 130 m. On a échantillonné et mesuré fréquemment les entrées
d'eau provenant de ces divers points après qu'elles se sont produites. On a
évalué quotidiennement l'entrée totale d'eau souterraine dans le puits
d'après un relevé d'eau puisée et/ou pompée du trou et celle-ci est présentée succintement à la Figure 19. Le niveau d'eau a baissé dans le réseau de
piézomètres entourant le trou du puits. L'abaissement s'est limité principalement à la zone de fractures 3 ou le niveau a baissé de 50 à 70 m à
moins de 100 m du puits.
5.7
ÉTUDES TECHNIQUES ET CONCEPTS D'ENCEINTES D'ÉVACUATION
5.7.1
Études générales
Comme il faut considérer le concept d'enceinte d'évacuation proposé ainsi que d'autres possibilités dans l'évaluation du concept, on a
étudié l'enceinte de stockage à un seul niveau, l'enceinte de stockage à
plusieurs niveaux et l'enceinte de stockage en trous longs (Acres et autres,
1978, 1980a et 1980b, 1985a et a985b; Acres Consulting Services Limited,
- 69 -
Légende: • Ancrage des Jauges de Sondages
A Jauge à ruban
• Cellule de mesure de déformation
T Thermistance
triaxe
FIGURE 18:
Réseau de Jauges de convergence dans le puits du LRS
- 70 -
1985; Baumgartner et Simmons, 1982; Dietz, 1985; Tsui et autres, 1982; Tsui
et Tsai, 1983; Tsui et autres, 1985). De plus, on a étudié le tampon et le
remblai (Wardrop et autres, 1985) - ce qui a permis d'obtenir des descriptions et estimations du coût du concept de stockage.
On a constaté que le concept d'enceinte de stockage à plusieurs
niveaux (Acres et autres, 1985) n'est applicable qu'aux déchets de recyclage
du combustible (DRC) (FRW) et qu'il entraîne une légère augmentation du coût
(environ 11,5%) par rapport au concept de stockage DRC à un seul niveau bien
que sa surface horizontale soit inférieure (Acres et autres, 1980). On a
constaté que, bien qu'elle ait une surface semblable à celle de l'enceinte à
plusieurs niveaux, l'enceinte de stockage DRC à" long trous (Acres et autres,
1985) entraîne un coût relativement élevé ainsi que de grandes difficultés
techniques quant â la stabilité des conteneurs, au contrôle de la qualité de
mise en place du tampon et à la récupération à court terme des conteneurs.
On a rédigé un rapport évaluant la possibilité technique de
fournir des estimations de coût d'une enceinte de stockage contenant des
déchets de recyclage du combustible. Les renseignements du rapport, basés
sur des critères thermiques et mécaniques actuels des divers systèmes artificiels (ouvragés), serviront d'entrée pour la Troisième Evaluation Provisoire du Concept. En outre, on a fait une étude préliminaire d'une enceinte
de stockage du combustible irradié.
Des études générales sont en cours dans plusieurs secteurs pour
étendre nos connaissances quant aux autres possibilités existant et systèmes
techniques nécessaires en vue de la préparation et du stockage des déchets
sous diverses formes. On étudie en particulier les effets du temps de
séjour hors réacteur du combustible avant stockage et l'effet du chargement
séquentiel en enceinte pour déterminer la sensibilité de l'enceinte à ces
paramètres. De plus, on étudie la fraction de masse des oxydes de produits
de fission des déchets de recyclage du combustible ainsi que la dimension
des conteneurs. Ces études sont nécessaires pour mettre au point un système
d'évacuation compatible avec la technologie d'immobilisation adoptée pour
l'Evaluation Officielle du Concept ainsi qu'avec les critères thermiques et
thermomêcaniques établis pour chaque barrière artificielle.
-
•-5
ro
71 -
120
40
Entrée d'eau
(échelle de droite)
g
vta
in
30
Entrée d'eau
mesurée
20 (échelle de.
w
gauche)
ai
w
H
10
O
MAI
JUIN JUILL. AOUT SEPT.
OCT.
N0V
1984
FIGURE 19:
Entrée d'eau souterraine prédite et réelle dans le puits du LRS
- 72 -
5.7.2
Études techniques d'évaluation du concept d'un centre d'évacuation
de déchets de combustible nucléaire et d'une installation d'immobilisation de déchets de recyclage du combustible
On se servira de modèles d'installations de référence pour un
centre d'évacuation de déchets de combustible et une installation d'immobilisation de déchets de recyclage dans les évaluations, quant à l'environnement et la sûreté, effectuées à des fins d'évaluation du concept. Ces
modèles engloberont l'immobilisation, l'emballage et l'évacuation du combustible irradié et des déchets de recyclage du combustible. Les études techniques permettant d'obtenir des modèles précis de ces installations ont
commencé. Elles engloberont les procédés et le matériel mis au point et
tiendront compte de tous les critères techniques établis dans le cadre du
programme.
Les études techniques comportent deux stades successifs: l'établissement de prescriptions pour les installations et la conception des installations. On a établi les prescriptions pour l'installation d'immobilisation des déchets de recyclage du combustible en 1983/84 et celles pour le
centre d'évacuation des déchets de combustible en 1984/85. On a commencé
les travaux de conception de l'installation d'immobilisation de déchets de
recyclage du combustible à la société Opérations CANDU de l'EACL en 1984.
Une décision doit être prise au sujet de l'envergure de l'étude de conception du centre d'évacuation de déchets de combustible en 1985/86.
5.7.3
Surveillance de l'enceinte
L'approche de la surveillance de l'enceinte adoptée dans la phase
d'évaluation du concept est de déterminer et d'éprouver les éléments typiques d'un système de surveillance, dans le cadre des programmes d'essais,
dans les zones de recherches et le Laboratoire de Recherches Souterrain. On
reportera la mise au point d'instruments et de matériel particuliers destinés à un système de surveillance du fait qu'on ne construira pas d'enceinte d'évacuation au Canada avant de nombreuses années. La mise au point
en cours de l'instrumentation gêotechnique ainsi qu'un programme de mise au
point de dix ans lors de la phase de sélection du site, assureront qu'on
disposera d'un système de surveillance des plus moderne au moment de la
construction de l'installation. On a établi un plan comportant ces phases
et commencé la documentation.
- 73 -
5.8
ÉTABLISSEMENT ET MISE AU POINT DE MODELES MATHÉMATIQUES
5.8.1
Modélisation du réseau de fractures
Etant donné qu'on dispose de suffisamment de renseignements sur
les fractures de surface d'une grande zone ainsi que de renseignements sur
les fractures de surface et souterraines d'une plus petite zone située dans
la grande zone, on peut établir la distribution spatiale des paramètres de
fractures pour la masse rocheuse du sous-sol de la grande zone en question.
On a établi et mis au point une technique permettant de déterminer la distribution spatiale des fractures et leurs paramètres â l'aide de ces renseignements (Acres et autres, 1978). On a également établi et mis au point
un programme de calcul basé sur la technique ci-dessus.
On s'est servi des renseignements sur les fractures d'une petite
zone (le site de forage de Forsberg Lake) située dans la zone de recherches
de la région d'Atikokan pour établir les corrélations entre les fractures
souterraines et de surface. On appliquera ces corrélations aux renseignements sur les fractures de surface d'autre zones du pluton de ce site pour
prédire les conditions existant dans le sous-sol. De plus, on comparera les
corrélations avec les renseignements provenant d'un autre site de forage
(sondage ATK-6). Pour démontrer la possibilité d'application générale de la
technique ci-dessus, on l'applique actuellement aux renseignements sur les
fractures de surface et souterraines de la zone de recherches de
Whiteshell.
5.8-2
Modélisation de la réaction géomécanique
Pour vérifier les possibilités du programme de calcul par la
méthode des éléments finis, ADINA, en modélisation des problèmes gêomécaniques, on a simulé plusieurs problèmes à solutions analytiques connues. Les
problèmes simulés comprenaient (1) une t31e carrée orthotropique sous une
charge biaxe, (2) l'excavation d'un tunnel elliptique long en champ de contraintes uniforme initial, (3) un demi-espace élastique à deux dimensions
sous charge par gravité. Pour les problèmes (1), (2) et (3), les solutions
ADINA ont été en bon accord avec les solutions analytiques. Pour le problème (4), on en rencontré des difficultés. Il semble qu'on n'ait pas appliqué convenablement la technique de simulation simultanée de la charge par
gravité et de la construction/excavation. On examinera ce problème plus
loin.
- 74 -
5.8.3
Modélisation du transfert de chaleur
On a réalisé un programme de calcul, HOTROK, calculant les transitoires thermiques de quatre types de sources souterraines, à savoir: un
parallêlépidède rectangulaire, un cylindre, une ligne et un point.
On peut superposer ces types de sources pour effectuer des analyses précises de conception d'enceinte. On a rédigé un rapport préliminaire
sur ce sujet.
5.8.4
Ecoulement dans un réseau de fractures discrètes
On a réalisé un programme de calcul pour résoudre l'équation
d'écoulement dans un réseau de fractures discrètes de gangue de roche imperméable. On représente géométriquement chaque fracture par un disque circulaire orienté arbitrairement dans l'espace. On résout l'équation d'écoulement à l'aide de la combinaison de la méthode de situation de la limite et
la méthode d'images. Le programme est actuellement appliqué et documenté.
5.8.5
Modèles du continuum pour l'écoulement et la migration dans des
milieux poreux fracturés
Bien que la technique pour les fractures discrètes se soit avérée
être utile à divers usages, il y a des difficultés qui limitent sa possibilité d'application dans l'analyse d'une enceinte d'évacuation en roche plutonique surtout du fait de l'étendue limitée du domaine qu'on peut raodéliser.
Les modèles du continuum pour les milieux poreux fracturés sont
moins limités que les modèles pour les fractures discrètes. Les travaux
antérieurs (Acres et autres, 1978 et 1980) ont cependant montré que les
modèles classiques du continuum pourraient ne pas interprêter suffisamment
la présence des fractures et leur influence unique sur la migration.
On suit deux approches à la modélisation du continuum. Dans une
approche, on réalise un modèle du continuum à deux dimensions qui utilise
des distributions de longueurs de fractures entre les noeuds, des sens de
mouvement de particules et une vitesse de particules pour simuler les
régimes de migration des radionuclides. On a déterminé les courbes de passage pour quelques cas simulés à l'aide du modèle du continuum et comparé
celles-ci avec celles données par le modèle pour les fractures discrètes.
On a obtenu des résultats pratiquement identiques avec les deux méthodes.
- 75 -
On a mené des essais quant â la robustesse de cette approche à la modélisation et une version à trois dimensions du modèle est en cours de réalisation.
Dans l'autre approche, on a réalisé un programme de calcul par la
méthode des éléments finis, MOTIF (modèle de la migration dans les milieux
poreux/fracturés) pour résoudre les équations d'écoulement (collectif,
saturé/non saturé), de transport de la chaleur, de transport des solutés et
de transport des radionuclides à espèce unique. Dans ce programme, la masse
rocheuse est divisée en deux domaines: un domaine de continuums hétérogènes
représenté par les éléments des continuums, dans lequel on applique le concept du milieu poreux équivalent, et un domaine de fractures incorporé dans
les continuums représenté par les éléments du plan.
On a vérifié le programme pour les cas suivants:
(1)
Ecoulement
- permanent, non permanent
- saturé, non saturé/saturé-milieu poreux à fractures entrecroisées
(2)
Transport des solutés
- dispersion hydrodynamique
- désintégration radioactive
- adsorption linéaire
(3)
Transport de la chaleur
(4)
Transport de l'eau et de la chaleur
- convection libre
On s'est servi du programme pour modéliser l'écoulement dans le
voisinage du terrain loué pour le LRS (Acres et autres, 1980 et 1985;
Pollock et Barrados, 1983). La comparaison des abaissements de niveau d'eau
prédits dûs à l'excavation du puits du LRS et de l'abaissement observé lors
de la construction servira à valider l'efficacité du code.
5.8-6
Projets internationaux en commun
L'Énergie Atomique du Canada, Limitée représente le Canada dans le
cadre de deux projets internationaux en commun mis sur pied pour étudier et
comparer les programmes de calcul.
- 76 -
Le projet HYDROCOIN est une comparaison internationale des programmes de calcul hydrogëologiques. Il est organisé par le Swedish Nuclear
Power Inspectorate (conseil suédois d'inspection de l'énergie nucléaire).
Il comporte trois niveaux de comparaison. Le but principal du Niveau 1 est
de vérifier l'exactitude numérique des programmes par intercomparaison ou
par comparaison avec les solutions analytiques. Le Niveau 2 et le Niveau 3
abordent le problème de la validation des modèles plutôt que de vérifier les
programmes numériques et programmes de calcul.
L'équipe de l'EACL a choisi, à titre d'essai, les cas 1, 2, 3 et 4
pour les inclure dans l'exercice d'intercomparaison. Ce sont:
(1)
l'écoulement transitoire à partir d'un sondage dans un milieu
perméable fracturé,
(2)
l'écoulement permanent dans une masse rocheuse intersectée par des
zones de fractures,
(3)
l'écoulement saturé-non saturé dans une série litée de roches,
(4)
la convection thermique dans un milieu perméable saturé.
Les travaux intéressant les cas 1, 2 et 3 sont terminés.
INTRACOIN est un projet international en commun mis sur pied pour
étudier les programmes de calcul de la migration des radionuclides. L'étude
se divise en trois niveaux qui examinent (1) l'exactitude numérique des
programmes, (2) la capacité des programmes de décrire les mesures effectuées
in situ et (3) l'effet quantitatif de la stratégie de modélisation sur les
calculs de la migration des radionuclides dans un évaluation typique de
dépôt de déchets.
On a publié un rapport sur la première phase du projet; ce rapport
compare divers programmes de calcul à l'aide de cas repères (SKI, 1984).
6.
RECHERCHE SUR L'ENVIRONNEMENT
La recherche sur le déplacement des radionuclides traversant l'environnement naturel et aboutissant â l'homme permet de rassembler des retten
seignements pour pouvoir prédire la dose à l'homme provenant de la migration
- 77 -
comprend l'établissement et la mise au point de modales de la migration des
radionuclides dans la biosphère qu'on peut facilement incorporer au modèle
de la biosphère (Mehta, 1985a) du programme de calcul SYVAC (Sherman et
autres, 1985) et utiliser pour évaluer les conséquences à long terme de
l'évacuation des déchets de combustible nucléaire pour l'homme et l'environnement (Sous-chapitre 7.2).
6.1
MODÈLE DE LA BIOSPHÈRE
Le modèle de la biosphère du programme de calcul SYVAC fournit des
valeurs des concentrations dépendantes du temps de radionuclides dans le
soi, l'eau et l'air ainsi que de la dose consécutive reçue par l'homme. On
calcule l'équivalent de dose effectif annuel transmis par ingestion, inhalation et irradiation externe pour un membre d'un groupe de référence. On
suppose qu'un membre du groupe de référence passera toute sa vie dans la
région où les radionuclides de l'enceinte d'évacuation pourraient parvenir à
la surface du sol, qu'il ingérera l'eau provenant d'un lac ou ruisseau ou
puits local et qu'il se nourrira d'aliments produits localement. Le modèle
de la biosphère est destiné aux simulations par la méthode Monte-Carlo;
donc, un bon nombre de ses paramètres sont représentés par des gairjies de
valeurs.
Le modèle de biosphère actuel de SYVAC2 comporte une voie
terrestre de transmission par l'eau du sol, le sol, l'air, les plantes et
les animaux; une voie aquatique superficielle de transmission par l'eau de
surface, les sédiments et les animaux; un puits. On suppose que les radionuclides seront libérés dans le sol ou les eaux de surface par la gêosphère
et on calcule les équivalents de dose consécutifs à partir des valeurs d'ingestion d'eau de puits, de plantes et animaux terrestres, d'eau de surface
et de plantes et animaux aquatiques; des valeurs d'inhalation d'air; et des
valeurs d'irradiation externe par le sol, l'air et l'eau.
Le modèle de la biosphère et ses valeurs paramétriques associées
continuent d'évoluer. Le modèle actuel ne comporte que les voies de transmission considérées comme importantes. On étudie systématiquement d'autres
voies de transmission qu'on inclura dans les versions ultérieures du modèle
de la biosphère. Dans certains cas, il faut davantage de renseignements
pour caractériser suffisamment une voie de transmission.
L'irrigation des plantes alimentaires est un exemple de voie de
transmission non incluse actuellement du fait que l'irrigation n'est pas
courante dans le bouclier canadien. L'analyse des renseignements météorologiques a laissé cependant supposer que l'irrigation pourrait produire de
- 78 -
meilleures récoltes agricoles et que le groupe de référence pourrait irriger
les jardins potagers dans l'avenir. L'analyse de la chaîne alimentaire a
indiqué que l'irrigation pourrait contribuer d'une façon importante à la
dose donnée par certains radionuclides (Sheppard, 1984a).
La déglaciation du bouclier s'est produite il y a environ 10 000
ans et celui-ci subit encore des changements géomorphologiques et biologiques relativement rapides. On ne sait pas s'il faudrait inclure dans le
modèle les changements dûs â l'évolution de la biosphère ainsi que la possibilité d'autres périodes glaciaires. On évalue les façons d'introduire ces
changements dans le modèle de la biosphère et l'avantage de les introduire.
6.2
MIGRATION PAR LES EAUX SOUTERRAINES
Le modèle actuel de la biosphère n'interprète pas explicitement la
migration des radionuclides entre la roche de fond et la surface du sol. On
suppose implicitement qu'on peut étendre le modèle de la géosphère pour
qu'il comprenne les éléments non consolidés; la raison d'être est que les
propriétés minêralogiques et les propriétés chimiques de l'eau et, par conséquent, les processus de ralentissement gêochimiques dans la masse rocheuse
et les sédiments non consolidés, sont semblables. La validité de la supposition dépend du degré de dispersion des agents de contamination dans les
sédiments non consolidés saturés par rapport au degré de dispersion dans la
roche de fond. La dilution des agents de contamination et l'étendue de la
surface de la zone de décharge de l'eau sont déterminées par le degré de
dispersion.
A l'heure actuelle, il n'y a pas assez a d'indications expérimentales pour valider les approches théoriques à la prédiction de la dispersion â grande échelle. On a compensé ce manque de renseignements en
exécutant des essais sur le terrain aux traceurs, à 20 et 40 mètres de profondeur, la résolution en données de traceurs étant très haute. Lors de
l'essai a 40 m de profondeur, on a receueilli 750 000 points de données. La
mesure in situ du traceur 1 3 1 i émetteur gamma à courte période dans un
réseau de 82 trous d'accès a permis cette très haute résolution (Killey et
Moltyaner, 1984). Les résultats montrent que la stratification de l'aquifère est le limiteur principal de la dispersion à grande échelle (Moltyaner
et Killey, 1984). Il a été établi qu'on peut prédire la dispersion longitudinale dans les couches géologiques à partir des mesures effectëes en
laboratoire et que la dispersion transversale dans ces couches est plus
faible que la dispersion longitudinale d'un facteur 5 â 10. De plus, nous
avons pu établir que la dispersion à grande échelle est principalement
- 79 -
fonction des dimensions spatiales des couches formant la nappe aquifère et
de la différence de conductivité hydraulique entre les couches.
La détection à distance de la distribution des matériaux du soussol prend de l'importance du fait des résultats des études de la dispersion.
Les travaux effectués en coraun avec une société de consultants en géophysique ont démontré les possibilités uniques du radar de détection souterraine
en définition des propriétés stratigraphiques des sédiments non consolic7 .s â
haute perméabilité (Killey et Annan, 1984). En outre, les résultats obtenus
ont beaucoup aidé à définir la structure hydrogëologique du site d'essais
aux traceurs. On mènera d'autres essais à l'aide d'un matériel perfectionné
pour évaluer quantitativement toute amélioration de la capacité de pénétration et résolution des séries sédimentaires plus épaisses à couches à plus
basse perméabilité.
Dans le cadre d'un programme de travaux en commun avec le Battelle
Pacific Northwest Laboratory, on évalue les panaches d'agents de contamination établis depuis longtemps quant à" la présence de radionuclides â longue
période pour déterminer leur forme chimique lors de la migration. Les
radioisotopes les plus remarquables indentifiés ont été le 2 3 8 Pu, le 2 3 9 Pu,
le 2l+0Pu (0,03 à 3.6 Bq'L" 1 ), l'241Am (0,005 à 0,26 Bq'L" 1 ), le 2t+i+Cra, le
21+2
Cm (0,02 Bq-L"1) et le 63 Ni (0,37 à 16,7 Bq'L"1) ainsi que le 1 3 7 Cs, le
90
Sr et le 6 0 Co. Ces études initiales ont montré des différences importantes de forme ionique pour l'Am, le Te et l'I, mais non pour le Pu, entre
les divers panaches. Les résultats obtenus pour le Cs des panaches du site
d'essais sur blocs de verre des LNCR viennent également à l'appui d'études
antérieures en laboratoire qui ont démontré que sa migration est associée a
des particules. Les travaux en cours comprennent l'échantillonnage d'un
panache supplémentaire pour déterminer les radionuclides à longue période.
De plus, on se servira des données hydrogéologiques précises provenant du
site d'essais aux traceurs et des panaches d'agents de contamination bien
cartographies pour vérifier la capacité de modélisation de la migration des
agents de contamination à l'aide des programmes de calcul existants et des
niveau de précision variables des séries de données hydrogéologiques et
gêoehimiques. L'étude initiale ne portera que sur le 90 Sr des panaches.
6.3
DÉCHARGE DES EAUX SOUTERRAINES
Le point de décharge des eaux souterraines déterminera les voies
importantes de migration, dans la biosphère, des radionuclides s'êchappant
de l'enceinte de stockage ainsi que leur concentration dans l'environnement.
La recherche à grande échelle de zones de décharge avec la technique de
l'imagerie thermique aéroportée et â plus petite échelle avec les techniques
- 80 -
des sondes de sédiments de lits de lacs et de la dilution de traceurs dans
les eaux souterraines des sondages. On a effectué un levé thermique aéroporté à Atikokan pour éprouver cette technique dans la détection de la
décharge des eaux souterraines. Des sources naturelles et artificielles de
température connue y existaient et plusieurs points à température relativement élevée ont pu être indentifiées par imagerie thermique. Dans d'autres
travaux destinés à localiser les zones de décharge, on a éprouvé avec succès
une sonde traînante pour lits de lacs qui identifie les zones de décharge
d'eaux souterraines submergées par la température et la conductance thermique. Cet appareil qu'on a utilisé à Atikokan a permis de reconnaître une
anomalie qui pourrait être une zone de décharge d'eaux souterraines. On
suppose que les lignes d'affaissement (identifiées par photographie aérienne
et levés terrestres à basse fréquence et électromagnétiques, VLF-EM) sont
les voies principales conduisant les eaux souterraines vers les eaux superficielles. On mesure actuallement les vitesses d'écoulement des eaux souterraines dans les gneiss fracturés du bouclier par dilution de carottes de
sondages pour vérifier cette hypothèse.
6.4
EAUX DE SURFACE
Les prédictions des concentrations de radionuclides dans les eaux
superficielles par suite de rejets provenant de l'enceinte de stockage pourraient être fonction de la connaissance de l'apport d'eaux souterraines au
débit de cours d'eau. Dans les techniques traditionnelles, on a supposé que
les débits maximums de cours d'eau lors de la fonte des neiges printannière
et les orages d'été étaient constitués principalement par les eaux de ruissellement. Dans les études effectuées au printemps, on s'est servi du 2H
pour montrer que, pendant la fonte des neiges, le débit de cours d'eau (qui
représente une moyenne d'environ 50% du débit total annuel de cours d'eau)
est encore constitué principalement (environ 70%) par les eaux souterraines
(Barry et autres, 1984). On a établi des modèles physiques et mathématiques
sur la base du processus étant la cause des variations très rapides de la
distribution de pression hydraulique dans le sol lesquelles ont provoqué la
réaction observée. On a éprouvé le modèle mathématique en appliquant les
résultats provenant du modèle physique (Abdul et Gillhara, 1984) et des
essais sur le terrain.
La prédiction de la concentration ou des variations de concentration des radionuclides dans les eaux de surface nécessite l'emploi de
modèles qui interprètent d'une façon satisfaisante les processus de sëdimentation-resuspension. On a réalisé un modèle comportant ces processus et
utilisant les données diachroniques obtenues lors des essais au radiocobalt
à Perch Lake (Cornett et Ophel, 1985). Les résultats des essais au traceur
- 81 -
à Perch Lake laissent supposer que la vitesse de sédimentation du cobalt en
été est environ 20 fois plus grande que la vitesse en hiver, qu'à peu près
50% du traceur (cobalt) est sorbe rapidement et rêversiblement sur la
matière sous forme de particules et que le cobalt est libéré des sédiments
et rendu à la colonne d'eau.
On effectue des essais complémentaires pour étudier la sédimentation d'autres nuclëides, dont le Pu, le Sr, le Cs, et de nuclëides de désintégration de l'uranium dans plusieurs lacs du bouclier. On a évalué le
dépôt de radionuclides provenant des retombées atmosphériques d'après des
relevés de données historiques et des carottes de sol. On a mesuré directement les apports de radionuclides de la famille de l'uranium aux précipitations et au débit de cours d'eau. La comparaison de ces apports avec les
apports mesurés de radionuclides semblables aux sédiments carottés de lacs a
démontré que tous les apports ne se déposaient pas dans les sédiments. La
rétention partielle des différents nucléides à propriétés chimiques semblables (par ex. le Pu et le Pb) a été la même dans un seul lac. Le Tableau 2
résume la rétention du 2 3 9 Pu et du 2l+0Ttu dans 4 lacs à propriétés hydrologiques très différentes. Bien que la proportion de l'apport de plutonium
déposé dans les sédiments soit semblable, la vitesse de sédimentation du
plutonium est très différente. L'examen des causes des différences entre
les lacs continue. Pour tous les lacs et les radionuclides, il y a eu une
rétention d'apports de radionuclides de 35 à 95% par les sédiments. On a
fait correspondre la rétention partielle avec les valeurs du coefficient de
transport, K_, des radionuclides. Toutefois, la correspondance n'a pas été
d
aussi forte qu'on avait prévu. La fixation par les couches limites, les
processus de resuspension et les cycles saisonniers des éléments pourraient
être la cause de la mauvaise correspondance.
Le rôle que peuvent jouer les processus catalysés par les microbes
dans la détermination ou le changement de la migration des radionuclides a
fait l'objet d'examens récents de documentation sur l'existence et les possibilités biochimiques des micro-organismes (Champ, 1984; Loewen et Flett,
1984). On en a conclu que les micro-organismes pourraient influer sur la
migration des radionuclides à longue période et il faudrait peut-être effectuer des travaux expérimentaux pour vérifier cette hypothèse.
- 82 -
TABLEAU 2
RÉTENTION DU
239
Pu ET Du
21t0
Pu PAR LES SEDIMENTS DE LACS
1
2
3
Otterson
0 ,7
0,04
0,02
Upper Bass
0 ,4
0 ,5
0,2
,0
0 ,3
1,0
McSourley
0 ,6
5 ,0
3 ,0
i-i
Lac
1 - Rapport sans dimension charge de sédiments/apports de radionuclides
2 - Temps de séjour des eaux dans le lac (a"1)
3 - Temps de séjour partiel du Pu dans la colonne d'eau dû à la
sédimentation (a"**)
6.5
SOL ET PLANTES
II existe deux types principaux de sols dans le bouclier: le sol
organique et le sol minéral. Du fait qu'on les rencontre fréquemment dans
des régions à basse altitude humides où il devrait y avoir décharge d'eaux
souterraines, les sols organiques pourraient être importants hors de toute
proportion. Un essai de migration sur carottes intactes de sphaigne et
tourbe de roseaux/laiches à grand diamètre est en cours. On a placé les
carottes (0,3 m de diamètre sur 0,4 m de hauteur) dans des conteneurs et
enfoui les conteneurs dans les marécages d'où on a prélevé ces carottes, la
surface des carottes de tourbe étant â la même élévation que celle où elle
était à l'origine. On y a ajouté du Te, de l'I, du Np et de l'U et de l'eau
tritiée au moyen d'un tube d'accès logé dans l'axe des carottes et on a
maintenu la nappe phréatique à un niveau naturel au moyen de ce même tube.
On retire périodiquement de l'eau de surface pour surveiller le déplacement
des radionuclides. On a décelé de l'iode et de l'eau tritiêe la première
fois qu'on a échantillonné, deux semaines après l'adjonction, mais ni Te ni
Np ne sont encore apparus. Des travaux sont en cours en laboratoire pour
déterminer les valeurs aêrobiques et anaérobiques du K, des radionuclides
principaux présents dans ces sols.
- 83 -
Une étude de lixiviation, sur le terrain, de l'U, du Np, du Th, du
Te, du Cs, de l 1 I, du Cr, du Mo et du Pb en sol minéral dans des conditions
naturelles de chute de pluie et température de sol est en cours. On surveille la lixiviation descendante, â partie de la surface du sol, par les
chutes de pluie et la migration ascendante par ascension capillaire. La
fonte des neiges et la première chute de pluie printanniêre ont lixiviê 0,2%
du Np, b% du Te, 5% de l'I, 8% du Cr, 3% du Pb et 12% du Mo en moyenne. On
n'a pas décelé de Cs lixiviê.
Selon la documentation, la sorption et la biodisponibilité des
éléments des sols sont fonction de l'état d'aération de ces derniers
(Sheppard et Evenden, 1984; Sheppard, 1984b). On a mesuré la sorption de
l'U, du Te et de l'I sur sept sols typiques du bouclier dans des conditons
aérobiques et anaërobiques; les premiers résultats indiquent que les valeurs
du K, varient d'un facteur 100 pour les différents sols. L'aération a baisd
se le K. de Te d'un facteur 2. Les essais sur le Np, Cs, Se et autres
d
nucléides se poursuivront pour améliorer la base de données en cours d'utilisation à des fins d'évaluation (Sheppard et autres, 1984).
Le processus dominant de formation géologique se produisant dans
les sols minéraux du bouclier est la podzolisation. On mène des études de
la vitesse d'altération par les agents atmosphériques et de podzolisation
ainsi que du mouvement des éléments du sol lors de ces processus; elles
permettront la connaissance des propriétés dynamiques à long terme des éléments chimiques des sols du bouclier. Les données chimiques laissent supposer que la partie éluviée du système passe â la composition granitoïde, à
l'opposé des podzols de l'Atlantique qui passent à la composition finale
quartzeuse. Ceci laisse supposer que le régime d'altération par les agents
atmosphériques est moins intense dans la forêt boréale que dans la région
atlantique.
L'absorption d'éléments par les plantes calculée ä l'aide des taux
de concentration (TC) (CR) est bien connue pour certaines combinaisons de
plantes-sol-élêments. Un essai principal sur potées de myrtilles (bleuets)
à terre organique caractéristique du bouclier a permis de déterminer les
valeurs du K, et des TC (CR.) pour des concentrations de Se, de Cs, d'I, de
Pb et d'U variant d'un facteur 1000 dans la terre. Les premiers résultats
ont bien confirmé le modèle des TC linéaires pour le Se, le Cs et l'I. On
se sert des feuilles tombées des plants de myrtille dans une étude en laboratoire de la libération de Se, de Cs, d'I et d'U lors de la décomposition
- 84 -
des feuilles et de la lixiviation. On détermine périodiquement la libération d'éléments et on se sert d'une mesure de la perte de poids après dessication pour surveiller la vitesse de décomposition. Les premiers résultats
indiquent une perte rapide de Cs et une perte beaucoup plus lente de Se.
On a échantillonné des plants de myrtille poussant à l'état naturel et de terre y étant associée provenant du Manitoba et de la NouvelleEcosse pour obtenir des valeurs de T.C. et Kj d'éléments courants d'une
grande variété de milieux du bouclier. Le but important de cette étude est
d'examiner la variabilité de ces paramètres. Les 80 milieux échantillonnés
montrent une grande variation du comportement des plants et de la teneur en
matière organique de la terre mais un éventail relativement étroit de pH de
cette terre.
Une étude antérieure de diverses espèces de plants indigènes poussant dans un sol naturellement riche en U a montré que les valeurs moyennes
des T . C , pour l'U, s'échelonnaient de 0,04 â 3,03 (Sheppard et Thibault,
1983). Les résultats ont indiqué qu'une distribution logarithmique normale
des valeurs de T.C. est appropriée pour la plupart des espèces de plants
poussant dans le bouclier. La distribution des valeurs de T.C. ayant servi
à l'évaluation est logarithmique normale et sa moyenne est plus grande que
celle pour les espèces en question d'un facteur 10.
6.6
ATMOSPHÈRE
On a effectué une étude bibliographique des processus physiques en
jeu dans la suspension des particules de sol sous l'action du vent et déterminé un modèle de prédiction de la quantité de matière entraînée dans l'atmosphère à partir d'un sol sans végétation ou à faible végétation (Maie,
1984). On comprend beaucoup moins bien l'érosion du sol de régions à végétation dense mais elle ne doit pas en principe contribuer pour une large
part à l'ascension de matière. La voie de supension majeure de particules
dans les régions forestières est les incendies. On connait assez bien la
fréquence des incendies, la quantité de matière consumées et de particules
en suspension dans l'air-ce qui permet donc de calculer la suspension des
particules associées aux incendies. Le brûlage du bois sous forme de combustible est une source de contamination probable égale ou supérieure aux
incendies de forêt. Il est possible que l'émission de gaz de tous les incendies répande autant d'agents de contamination que la suspension de particules mais on la connaît beaucoup moins bien. On évalue expérimentalement
l'importance du pollen et du gaz libérés par la végétation en tant que
- 85 -
mécanismes de suspension. On analyse actuellement des échantillons de
pollen de massettes poussant sur les résidus d'exploitation minière d'Elliot
Lake quant à l'uranium pour calculer la contribution du pollen à la suspension des radionuclides provenant d'une région contaminée. On a étudié
l'émission de gaz de plantes en laboratoire en mesurant le flux de rayonnement de plants d'haricots cultivés dans de la terre contaminée au '•'Se. Les
mesures effectuées jusqu'ici n'ont montré aucunes émissions de gaz importantes. On a conçu un programme d'essais pour mesurer 1'évapotranspiration
(transpiration pour evaporation) d'un bassin d'eau naturel du site du LRS et
ainsi compléter les valeurs actuelles basées sur la comptabilité hydrologique. En tant qu'élément majeur du bilan hydrologique, 1'évapotranspiration
détermine dans une grande mesure la quantité d'eau disponible permettant le
déplacement de traces d'éléments dans le sol. On appliquera l'approche du
bilan énergétique qui comporte deux caractéristiques uniques: la surveillance continue du flux thermique perceptible par les méthodes d'étude des
effets de la surface de l'eau sur le ciel d'air par la mesure des fluctuations du courant d'air et la mesure en divers endroits et à diverses altitudes pour interpréter l'hétérogénéité du sol. On dispose actuellement
l'instrumentation sur le site; les mesures se poursuivront pendant les deux
prochaines années. A partir des résultats, on réalisera un modèle climatologique d1évapotranspiration qui utilisera les observations météorologiques
courantes.
6.7
CHAÎNES ALIMENTAIRES
On calculs le transfert des radionuclides des plantes aux animaux,
des plantes à l'homme, des animaux à l'homme et la dose d'irradiation reçue
à l'aide de LIMCAL-S, version stochastique du programme de calcul LIMCAL
qu'on a incorporé à SYVAC (Zach et Sherman, 1983). LIMCAL-S comporte toutes
les voies principales d'ingestion aboutissant à l'homme dont l'alimentation
d'origine terrestre (absorption par les racines et dépôt sur les feuilles de
plantes), d'origine aquatique (eau douce et eau de mer) et l'eau potable
consommée par l'homme et les animaux. On détermine les paramètres de
LIMCAL-S en faisant correspondre les données i l'une des six distributions
de densité de probabilité de référence (Zach, 1982). Les données de sortie
principales comprennent des distributions de fréquence d'équivalents de dose
effectifs particuliers aux radionuclides pendant 50 ans pour chacune des
cinq voies d'ingestion et pour les enfants en bas âge et les adultes. Ces
équivalents de dose sont exprimés en rapports dose/concentration (RDC)
(DCR), la dose par unité de concentration dans le sol ou l'eau, afin de
pouvoir s'en servir facilement avec d'autres modèles d'évaluation.
- 86 -
La plupart des modèles de chaîne alimentaire ne tiennent pas
compte des voies d'inhalation et d'ingestion de terre des animaux et supposent donc que ces voies sont des moyens négligeables de contribution à la
dose à l'homme. Nous avons évalué la voie d'inhalation des animaux pour 57
radionuclides importants â l'aide de LIMCAL (Zach et Mayoh, 1983). En se
servant de valeurs de coefficient de transfert par ingestion pour définir le
transfert à partir du système respiratoire, on a constaté que la voie d'inhalation des animaux était insignifiante par rapport à l'absorption par les
racines et au dépôt sur les feuilles des plantes. En se servant de valeurs
ajustées du coefficient de transfert par ingestion et de modèles de dégagement des voies respiratoires de l'homme adaptés à l'inhalation des animaux,
on a constaté que la voie d'inhalation des animaux était importante, en
particulier dans le cas de certains actinides. La voie d'inhalation des
animaux était également importante par rapport à l'inhalation de l'homme, en
particulier dans le cas des enfants en bas âge. Dans l'ensemble, l'importance de la voie d'inhalation des animaux a varié considérablement d'un
radionuclide à l'autre mais les résultats ont montré nettement qu'on ne peut
l'ignorer dans les évaluations quant à l'environnement. Jusqu'à ce qu'on
dispose de meilleures données, on peut se servir de valeurs ajustées du
coefficient de transfert par ingestion dans le cas du transfert par le
système respiratoire.
Un examen complet de la voie d'ingestion de terre des animaux a
montré que l'importance de cette voie est principalement fonction de la
quantité de terre consommée (Zach, 1985). Le bétail qui broute ingère couramment de la terre et, suivant les circonstances, l'ingestion de terre peut
représenter jusqu'à environ 16% de la quantité totale quotidienne absorbée
en poids. Dans le cas du bétail en parcs d'engraissement, elle peut représenter jusqu'à environ 4%. Apparemment, le bétail et les autres herbivores
peuvent ingérer volontairement de la terre et celle-ci peut être une grande
source de micronutriants. Les comparaisons de taux d'ingestion, par le
bétail, de radionuclides provenant de la terre et des aliments et fourrages
lui étant destinés montrent que, pour de nombreux radionuclides, l'ingestion
de terre est une voie beaucoup plus importante que l'absorption par les
racines des plantes. C'est surtout vrai pour le Fe, le Zr, le Pm, le Th,
l'U, le Pu, l'Ain et le Cs. Si on ne dispose pas de données particulières à
un site, on peut se servir d'un taux d'ingestion de terre de 4% en poids de
la quantité absorbée de matière sèche non terreuse.
- 87 -
ÉVALUATION QUANT À L'ENVIRONNEMENT ET LA SÛRETÉ
Le but de l'évaluation quant à l'environnement et la sûreté est
d'évaluer les effets d'une installation d'évacuation de déchets de combustible nucléaire sur l'homme et l'environnement (Dixon et Rosinger, 1984). On
publie les évaluations sous forme de série de documents d'évaluation de
concept. On a rédigé les premiers documents d'évaluation provisoires du
concept en 1981 (Lyon et autres, 1981; Johansen et autres; Wuschke et
autres, 1981). On a publié en partie le deuxième document d'évaluation
provisoire du concept en 1984 (Gillespie et autres); le reste sera publié en
1985 (Wuschke et autres, 1985b et 1985c; Johansen et autres, 1985). On a
rédigé, pour les sous-modèles de l'enceinte, de la géosphère et de la biosphère, des rapports de liaison qui lient les modèles scientifiques conceptuels a leur application dans le programme SYVAC. On a publié le rapport sur
la gëosphère en 1984 (Heinrich, 1984); le rapport sur l'enceinte et celui
sur la biosphère sont à l'examen final et on les publiera en 1985 (LeNeveu,
1985; Mehta, 1985b). Un document officiel d'évaluation du concept, qu'on
doit publier en 1988, sera le centre de l'évaluation du concept soumise à un
examen réglementaire et à un débat public.
L'évaluation quant à l'environnement et la sûreté comporte deux
éléments principaux: l'évaluation avant fermeture et l'évaluation après
fermeture; la première couvre la période avant qu'on scelle l'enceinte et
remette en état ou rende disponible à d'autres usages le site; la dernière
couvre la période après qu'on ferme l'enceinte.
7.1
ÉVALUATION AVANT FERMETURE
En 1984, on a surtout porté les efforts sur la documentation de la
deuxième évaluation provisoire (Johansen et autres, 1985; Dunford, 1985)
basée sur l'évaluation précise quant à l'environnement et la sûreté,
laquelle a été menée par l'Ontario Hydro (Gee et autre, 1983). On a rédigé
la dernière ébauche de l'évaluation avant fermeture et soumis celle-ci à
l'examen interne. Lang Armour Associates de Toronto a fait l'examen critique de la partie concernant les conséquences sociales. On donne ici un
résumé des résultats des effets radiologiques et non radiologiques du
système conceptuel d'évacuation de déchets de combustible sur le personnel
de l'installation et le grand public, en supposant que cette installation
recevrait, Immobiliserait et stockerait des grappes de combustible irradié
dans un enceinte souterraine. On donne au Tableau 3 des prévisions de production de grappes de combustible irradié d'après la capacité de production
nucléaire ontarienne actuelle et prévue.
- 88 -
On estime que la demande de main-d'oeuvre associée à la construction et exploitation de l'installation d'évacuation, compte tenu du transport du combustible irraidê, entraînerait de l'emploi direct (25 800 années
de main-d'oeuvre), de l'emploi indirect (100 000 années de main-d'oeuvre en
plus) et de la main-d'oeuvre de transport (200 années). Los fonds nécessaires pour construire, exploiter et mettre hors service (déclasser) une
installation d'évacuation représentent une somme importante. On estime que
les frais d'exploitation de l'installation de surface seraient de 185
millions de dollars (cours du dollar 1979) par an et qu'il faudrait 18% de
cette somme pour acheter le plomb d'immobilisation à utiliser avec le
système d'évacuation de référence actuel. Les frais généraux y seraient
prévus car les taxes que payerait le consommateur de l'Ontario comprendraient une taxe servant à couvrir les futurs frais de stockage.
Dans l'analyse quant à l'environnement et la sûreté, on a calculé
les effets radiologiques sur le personnel et le public par suite du transport du combustible irradié et de l'exploitation normale de l'installation.
On a évalué les effets de l'installation en supposant des émissions (calcul
prudent) dans l'air et l'eau dues à la rupture de la grappe de combustible.
A l'exception de l'irradiation par les émissions vers des petits lacs de
chaînes lacustres, les doses annuelles prévues provenant des sources citées
ci-dessus ont été bien inférieures à la dose de rayonnement ionisant naturel
(Tableau 4 ) . Les doses obtenues par la dilution dans les lacs de chaînes
lacustres, bien qu'elles ont été encore inférieures à la dose de rayonnement
ionisant naturel, ont varié considérablement en importance. On a basé le
terme source des émissions dans l'eau sur des hypothèses très prudentes;
donc, certaines doses calculées sont probablement élevées d'une façon non
réaliste. On résume au Tableau 5 les doses au personnel de l'installation
lors de l'exploitation normale à pleine capacité et le risque associé prévu
d'après les valeurs de cas mortels de la CIPR ajustées de sorte à refléter
le personnel de l'installation (par ex. l'âge et le sexe). Dans chaque
catégorie analysée, le risque prévu a été comparable aux risques existant
dans les industries bien acceptées à normes de sûreté rigoureuses ou inférieur à ceux-ci. La majeure partie de la dose professionnelle a été due aux
activités de transfert des grappes de combustible et de l'entretien de l'appareillage associé; on pourrait la diminuer en réduisant la manutention et
la nombre de modifications de conception.
L'analyse ultérieure des effets de phénomènes naturels extrêmes et
d'accidents extrêmes sur le transport du combustible irradié et l'exploitation d'enceintes d'évacuation a donné <îcs valeurs de doses d'irradiation
maximales à un membre du public, lesquelles ont été beaucoup plus petites
- 89 -
TABLEAU 3
CAPACITE D'EXPLOITATION D'UNE INSTALLATION D'EVACUATION
DU COMBUSTIBLE IRRADIE
Exploitation* de
l'installation
A demi-capacité
A pleine capacité
Scénario de production
*
Capacité de production
de grappes de
combustible irradié
Annuelle
Totale
291 600
583 200
180 000
2,6 x 10 6
15,2 x 10 6
6,3 x 10 6
Valeurs pour une exploitation de 300 jours par an à raison de 24 heures
par jour.
Demi et pleine capacités: les valeurs données sont celles de la capacité
maximale d'exploitation de l'installation conceptuelle d'évacuation exploitée pendant les 9 premières années à demi-capacité et les 26 années
suivantes â pleine capacité.
Scénario de production: les valeurs données sont celles pour un taux de
production annuel prévu de grappes de combustible et pour la quantité totale
de grappes de combustible Irradié produite par les centrales électronucléaires de l'Ontario Hydro installées et engagées actuellement au cours
de la période d'exploitation de l'installation.
- 90 -
TABLEAU 4
ÉQUIVALENT DE DOSE ANNUEL PREVU POUR UN MEMBRE PARTICULIER
DU PUBLIC À PARTIR D'UN SYSTEME CONCEPTUEL D'ÉVACUATION
Dose totale maximale annuelle*
Activité*
HSv
Transport du combustible irradié
Émissions de l'installation:
dans l'air
dans l'sau (vers un lac ou
une rivière)
dans l'eau (vers les lacs de
chaînes lacustres)
% dose de rayonnement
ionisant naturel
30,0
1,5
7,8
46,0
0,4
2,4
55-1400
3-74
Les valeurs de dose sont celles pour une exploitation à pleine capacité
(voir Tableau 1). Les valeurs d'émissions dans l'air supposent 0,3% de
grappes de combustible défectueuses, 1% de l'inventaire de combustible
irradié rompu étant libéré sous forme de particules et <0,003% de ce
dernier pourcentage s'échappant sous forme d'émissions dans l'air. Les
valeurs des émissions dans l'eau sont basées sur l'hypothèse selon
laquelle <0,01% de l'inventaire libéré sous forme de particules dans un
plan d'eau diluant est accompagné d'une faible quantité d'eaux usées de
buanderie de décontamination.
La dose moyenne de rayonnement ionisant naturel en Ontario est de
1900 [iSva"1.
- 91 -
TABLEAU 5
RÉSUMÉ DES RISQUES CLASSIQUES ET RADIOLOGIQUES PROFESSIONNELS
ASSOCIÉS À UNE INSTALLATION D'EVACUATION CONCEPTUELLE
Risques
Radiologiques
Non radiologiques
+
Activités*
Transport
Exploitation
de l'installation
Construction de
l'installation:
- ouvrages de
surface
- enceinte
Transport
(valeurs de
doses maxi.)
Exploitation de
1'installation:
- enceinte
(travaux
miniers)
- enceinte
(évacuation)
- travaux
industriels
- utilisation et
manutention
de produits
toxiques
Dose d'irradiation
Risques*
collective à tout
(cas mortels
le personnel
pour 10^ heures
(Sv)
de main-d'oeuvre)
3,49
2,7
1,79
1,2
47
154
0.8
154
4
2
**
Prévues d'après le scénario d'exploitation à pleine capacité (voir
Tableau 1).
* Prévus d'après les valeurs de cas mortels de la CIPR ajustées de sorte à
refléter le personnel de l'installation (par ex. l'âge et le sexe).
** Supposés être négligeables.
- 92 -
que la limite de dose de 0,25 Sv recommandée par la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR). On a estimé que la fréquence des
accidents extrêmes s'échelonne d'une valeur négligeable (ou si faible
qu'elle est indéterminable, par ex. un tremblement de terre) à 1,3 x 10~ 5
par an (par ex. un accident de transport). L'évaluation avant fermeture a
conduit à la détermination de plusieurs facteurs tels que les doses
d'irradiation dues à l'utilisation du plomb ou à la profession, cas où
l'amélioration de l'appareillage et des techniques pourrait réduire dans une
grande mesure les effets prévus. De plus, l'examen de l'analyse des
conséquences sociales a conduit â l'établissement et à la mise au point de
nouvelles techniques et de nouveaux modèles dont on tiendra compte dans la
troisième évaluation.
7.2
ÉVALUATION APRES FERMETURE
On a fait une étude détaillée de la phase après fermeture du concept d'évacuation pour la deuxième évaluation provisoire du concept (Garisto
et Lyon, 1984; Wuschke et autres, 1985b) â l'aide de la deuxième version du
programme de calcul SYVAC, SYVAC2 (Sherman et autres, 1985).
7.2.1
Mise au point de SYVAC2 et résultats
On a effectué des analyses à l'aide de SYVAC2 pour l'évacuation
des déchets de combustible nucléaire sous les formes suivantes:
(1)
grappes de combustible irradié,
(2)
déchets de recyclage â l'129I incorporé à de l'oxyiodure de bismuth et la plupart des autres nuclëides incorporés au verre à
1'aluminosilicate de calcium et sodium et
(3)
déchets de recyclage à l'129I incorporé à l'iodate de baryum et la
plupart des autres nucléides incorporés au verre à 1'aluminosilicate de calcium et sodium.
Ces analyses ont montré que, pour toutes les trois formes de
déchets, aucunes conséquences pour l'homme ne sont prédites pendant des
dizaines de milliers d'années et que 1'129I et le 99 Tc sont les radioéléments principaux qui contribuent â la dose.
On donne aux Figures 20a et 20b les résultats des simulations avec
SYVAC2 par rapport aux valeurs des conséquences (Équivalent de dose effectif
maximal annuel ou probabilité annuelle d'effets carcinogëniques ou
- 93 PROBABILITE ANNUELLE DES EFFETS CARCINOGENIQUES ET GENETIQUES
,o->o
10-'*
10-
10-«
10-«
i.o
CO
g 0.8-1
H
H
Résultats obtenus
avec SYVAC2-C
S 0.6 H
P
0.1)-
H
CJ
0.2-
0.0
10-10
10-«
ÉQUIVALENT DE DOSE MAXIMAL ANNUEL (mSv)
(a) Combustible irradié
PROBABILITÉ ANNUELLE DES EFFETS CARCINOGENIQUES ET GENETIQUES
1.0-
10-1«
<
10-'
IO-«
_J
L-
10-»
10-»
U
Iodate de
2: 0.B -
baryum
c
Oxyiodure de bismuth
\
.5 -o
0.0
10-'O
to-»
in-«
'
id-*
to-*
ÉQUIVALENT DE DOSE MAXIMAL ANNUEL (mSv)
(b) Déchets de recyclage
FIGURE 20:
Distributions cumulatives décroissantes des conséquences pour la
période de 10^ millions d'années suivant l'évacuation et
intervalle de confiance de 99% pour (a) le combustible irradié
et (b) les déchets de recyclage
- 94 -
génétiques) pour un membre d'un groupe de référence, lesquelles se manifestent jusqu'enfin moment précisé. On suppose qu'un membre du groupe de référence passerait toute sa vie dans la région où les radionuclides provenant
de l'enceinte parviendraient à" la surface du sol. On porte les conséquences
en distributions cumulatives décroissantes pour la période de 10 millions
d'années suivant l'évacuation des déchets. On peut lire facilement la fraction de valeurs supérieures à la dose prescrite d'après les courbes. Par
exemple, d'après la Figure 20a qui indique les résultats obtenus pour le
combustible irradié, on peut voir que 7% des valeurs sont supérieures à 1%
de la dose moyenne annuelle provenant du rayonnement ionisant naturel. 2,5%
des valeurs obtenues pour les déchets de recyclage à l'129I incorporés à de
l'oxyiodure de bismuth sont supérieures à cette dose et 11% des valeurs
obtenues pour les déchets de recyclage à 1 2 9 i l'incorporés à l'iodate de
baryum le sont (Figure 20b).
•»•
II y a un certain nombre de barrières, à la fois naturelles et
artificielles, qui empêchent la migration des radionuclides de l'enceinte au
milieu entourant l'homme. Les barrières principales sont: les formes sous
lesquelles sont les déchets, les conteneurs, le tampon, le remblai et la
gëosphère. Les résultats obtenus avec le programme de calcul SYVAC2 indiquent que la barrière la plus importante est la gëosphère bien que la rétention des radionuclides par la forme primaire sous laquelle sont les déchets
(combustible irradié ou verre à l'aluminosilicate de calcium et sodium) soit
également importante. La capacité de rétention différente des formes combustible irradié, oxyiodure de bismuth et iodate de baryum - pour 1'129j
a été le facteur principal qui a déteminê" les différences de distribution de
dose dans les trois cas. Le retardement assuré par les conteneurs est généralement moindre de plusieurs ordres de grandeur par rapport au ralentissement assuré par la géosphère et a donc peu d'effet sur la dose à l'homme.
Le retardement assuré par le remblai et le tampon est insignifiant par
rapport au retardement assuré par la gëosphère et a donc, lui aussi, peu
d'effet sur la dose à l'homme.
L'efficacité" de la géosphère comme barrière est fonction du temps
que mettent les eaux souterraines pour migrer à travers la gëosphère et de
la Sorption des radionuclides sur la surface des fractures de roche.
Dans les trois cas, SYVAC2 a indiqué que les scénarios à forte
dose découlaient presqu'entièrement des voies d'ingestion, surtout de l'ingestion d'eau et de plantes terrestres.
Afin de vérifier la convergence des résultats obtenus avec SYVAC2,
on a exécuté des essais sur un grand nombre de passages SYVAC (30 000
- 95 -
passages acceptés). On a divisé les passages en trois groupes de 10 000
chacun et on a porté la dose moyenne provenant de chaque groupe en fonction
du nombre de passages compris dans la moyenne. Comme on le voit à la
Figure 21, les résultats provenant de chaque groupe montrent une tendance I
atteindre une valeur asymptotique â mesure que le nombre de passages augmente, c'est-à-dire, une tendance à converger - c'est signe que les résultats donnés par SYVAC sont sensiblement cohérents.
En outre, on a établi et mis au point une méthode de calcul de
l'intervalle de confiance des résultats donnés par SYVAC et du nombre de
passages qu'il faut pour atteindre un niveau de confiance indiqué (Andres,
1985; Wuschke et autres, 1985b). Les résultats obtenus par cette méthode
sont en accord avec ceux obtenus par les essais de convergence décrits
ci-dessus.
L'Agence pour l'Energie Nucléaire de l'OCDE a proposé une limite
de probabilité de conséquences (risque) de 10"-* par an pour l'évacuation de
déchets nucléaires. On l'a appliqué pour démontrer comment on pourrait se
servir des résultats obtenus avec SYVAC pour évaluer l'acceptabilité d'un
concept d'évacuation de déchets de combustible nucléaire (Lyon et autres,
1984) comme on le voit à la Figure 22.
U0 T
120 LABEL SYVO56
LABEL SYVO36
LABEL SYVO33
100 80
M
DOSE
O
60
4,0
20-
10000
4000
6000
8000
NOMBRE DE PASSAGES AU TOTAL
Dose moyenne en fonction du nombre de passages augmentés à
raison de 100 par calcul de dose pour trois groupes de 10 000
2000
FIGURE 21:
- 96 -
-5
LIHITE DE PROBABILITE DE RISQUE DE L'OCDE
mo
8xiö 6
6x10
5
4xlÖ 6
2xlÖ 6
Results obtenus avec SYVAC2-C
Risque dd 3 une dose de rayonnement
/ionisant naturel de 1Z
0
10
10
10
10
TEMPS(a)
FIGURS 22:
Calcul par SYVAC du risque annuel en fonction du temps et de la
limite de probabilité de risque de l'OCDE
quelque peu à mesure qu'on continue les travaux de recherche pour améliorer
les modèles et acquérir d'autres données. On ne peut donc pas se servir des
résultats de cette même évaluation pour tirer des conclusions finales concernant l'acceptabilité du concept d'évacuation canadien. Les résultats
obtenus jusqu'ici donnent cependant l'assurance que l'évacuation en roche
plutonique s'avérera être une technique acceptable d'évacuation de déchets
de combustible nucléaire.
7.2.2
Mise au point de SYVAC3
Pour que les prédictions des conséquences de l'évacuation soient
plus fiables, on met au point une troisième version de SYVAC, SYVAC3
- 97 -
On a commencé un examen critique des critères à respecter pour
assurer l'acceptabilité, quant à la sûreté, des concepts d'évacuation de
déchets de combustible nucléaire soit en application soit en cours de
développement par divers pays et organismes internationaux (Mehta, 1985a).
A remarquer que les résultats et conclusions de cette évaluation
sont fonction dea modèles et données utilisés et qu'ils peuvent changer
(Goodwin, 1985b). On a conçu une stratégie de mise au point pour SYVAC3 qui
entreprend la production d'un programme de calcul à qualité assurée, l'amélioration et la généralisation des modules 'directeurs' de SYVAC et l'introduction de sous-modèles mis à jour de l'enceinte, la géosphère et la biosphère.
Les modules 'directeurs' de SYVAC constituent la partie du programme de calcul qui donne la structure des sous-modèles de l'enceinte, de
la gëosphêre et de la biosphère, contrôle l'entrée et la sortie et choisit
les valeurs paramétriques. De plus, ils comportent un algorithme servant à
calculer l'intégrale de composition. Il y a eu une perte de précision dans
le calcul de cette intégrale avec SYVAC2 pour certains scénarios; des modifications sont en cours pour éviter ce problème avec SYVAC3. Les études
préliminaires laissent supposer qu'on peut en fait obtenir une précision.
La structure logique de SYVAC2 a demandé" l'utilisation de quelques
grands blocs communs de données qui a rendu difficile l'assurance de la
qualité et le remplacement des sous-modèles. Pour accommoder les techniques
d'assurance de la qualité et faciliter le remplacement et l'essai des autres
sous-modèles possibles, on réorganise les données d'entrée et calculées des
sous-modèles, dans SYVAC3, en blocs communs logiquement séparés et indépendants.
On a effectué des études préliminaires pour déterminer les effets
de l'utilisation de coefficients dépendant du temps dans l'équation de convection-diffusion du sous-modèle de l'enceinte. Les résultats obtenus laissent supposer que l'utilisation de coefficients constants à éventail approprié de valeurs possibles sera suffisante pour couvrir le flux de radionuclides provenant de l'enceinte. Il se pourrait donc qu'il ne soit pas
nécessaire de calculer la variation dans le temps des paramètres concernés
si leurs valeurs extrêmes sont connues.
On poursuit l'étude de la méthode du 'K, équivalent' pour calculer
d'une manière approchée la Sorption dans le tampon qui serait caractérisée
par l'isotherme non linéaire de Freundlich. Les résultats laissent supposer
- 98 -
que les valeurs de flux de radionuclides de déchets nucléaires d'enceinte
calculées avec la méthode du K, sont en accord satisfaisant avec celles
d
calculées à l'aide de l'isotherme de sorption de Freundlich pour une grande
variété d'épaisseurs de tampon (0,1 - 100 m ) .
On a fait une analyse de la dissolution des déchets sous forme
d'iodate de baryum dans un tampon de bentonite saturé d'eau salée ou d'eau
souterraine granitique. L'analyse prédit que la concentration d'iodate à
lasurface des déchets sera constante, celle-ci étant fonction de la composition de l'eau souterraine et du degré de sorption sur le tampon.
En général, on choisit les valeurs des paramètres du sous-modèle
de l'enceinte indépendamment des uns des autres; ceci peut conduite à un
système de paramètres définissant un scénario non réaliste ou impossible.
Pour y remédier, on définira les paramètre liés chimiquement tels que les
coefficients de distribution et la solubilité élémentaire en fonction des
variables chimiques 'de base' telles que le pH, le potentiel électrochimique
et la concentration ionique. On choisit ces variables chimiques 'de base'
au hasard parmi les distributions et on s'en sert pour définir un scénario
possible. On a tiré une fonction mathématique explicite des principes thermodynamiques; elle définit la solubilité du combustible irradié en fonction
des paramètres chimiques. Ceci permet de calculer d'une manière approchée
la solubilité sans se servir de programmes complexes de calcul d'équilibre
thermodynamique (Garisto et Garisto, 1984).
On a examiné des techniques de traitement de paramètres en corrélation pour le compte de la SENES Consultants Inc. dans le cadre de ses
travaux contractuels pour le Programme National de Recherches sur les
Déchets d'Exploitation Minière et de Traitement de l'Uranium (Andres et
Goodwin, 1984). Les techniques déterminées seront retenues pour utilisation
dans SYVAC3.
On a appliqué avec succès, à la modélisation de la migration des
radionuclides dans l'essai sur blocs de verres des LNCR, le programme de
calcul DROSS servant à évaluer des modèles simples â compartiments à conditions chimiques et aux limites désignées arbitrairement. En outre, il a
servi à élucider les problèmes associés à l'application d'une condition aux
limites de concentration nulle à l'infini dans le sous-modèle de gêosphère à
longueur de parcours finie et dans un certain nombre d'autres études
d'autres sous-modèles d'enceinte et de gêosphère.
- 99 -
Pour faciliter davantage la mise au point des sous-modèles de la
gëosphère lorsqu'on disposera des renseignements permettant de modêliser le
LRS et pour étudier les caractéristiques du sous-modèle de géosphère,
SYVAC2, on a établi une version de SYVAC2 à modèle de biosphère simplifié.
7.3
AUTRES ÉTUDES POUR L'ÉVALUATION
7.3.1
Évacuation sous les fonds marins
On a réalisé une version du programme de calcul SYVAC, SYVAC1-S,
pour évaluer l'évacuation des déchets de combustible nucléaire sous les
fonds marins. Le programme comporte un sous-modèle de la mer â 18 compartiments; on l'a appliqué aux études de l'évacuation sous les fonds marins de
déchets de recyclage du combustible immobilisés dans le verre«. On a fait
l'évaluation d'un cas de référence et de quatre scénarios d'accident en
modes déterministe et stochastique.
Le cas de référence correspond â 24 390 conteneurs de déchets
intacts déposés dans 30 m de sédiments. On a considéré quatre scénarios
d'accident. Le premier (cas 1) correspondait au cas de référence à 10% de
conteneurs endommagés déposés sur la surface des sédiments. Le deuxième
était semblable au cas 1 à part qu'on supposait que les conteneurs endommagés était déposés dans 10 m de sédiments. Les troisième et quatrième
scénarios d'accident correspondaient au cas de référence à 10% de conteneurs
intacts déposés sur la surface des sédiments et déposés respectivement dans
10 m de sédiments.
On a calculé les doses maximales les plus fortes pour le premier
scénario d'accident dans lequel 10% des conteneurs étaient endommagés et
déposés sur la surface des sédiments.
Le radionuclide ayant contribué pour une large part à la dose dans
le scénario d'accident correspondant au cas de conteneurs déposés sur la
surface des sédiments a été l'2**3Am et le 2 3 7 Np dans tous les autres cas.
7.3.2
Étude de radionuclides particuliers
L'iode 129 des grappes de combustible est produit par la fission
dans un réacteur nucléaire. En raison de sa longue période radioactive
(1,6 x 10^ ans) et de sa mobilité dans l'environnement, il peut se répartir
globalement. On a calculé les doses possibles d'irradiation par 1' *29j ^
l'aide d'un modèle de migration à compartiments de scénario mondial dans
lequel toute l'électricité serait produite par l'énergie nucléaire. On a
- 100 -
calculé les doses individuelle et collective à la thyroïde pour trois
groupes de personnes: personnes habitant dans le voisinage d'une centrale
électronucléaire dans le bouclier canadien, personnes habitant dans la
région du Bassin inférieur des Grands Lacs et personnes universelles
moyennes (Wuschke et autres, 1985a). Les stratégies étudiées se sont rapportées au rejet direct dans l'atmosphère, au dépôt dans la mer, à l'évacuation sous le fond de la mer et â l'évacuation dans une enceinte à grande
profondeur dans la roche plutonique. Les résultats ont montré que seule la
décharge directe dans l'atmosphère a produit une dose locale â la thyroïde
supérieure â 1% de la limite recommandée par la CIPR (ICRP/CIPR, 1977). Des
stratégies de gestion étudiées, aucune n'a entraîné une dose globale supérieure à 1% de la limite de la CIPR.
On a effectué une analyse â part (Wuschke, 1985) pour calculer
combien on pourrait réduire la dose par groupage et évacuation gëologigue de
l' 129 I et du 14 C par rapport à leur libération dans les effluents d'une
l'installation de retraitement. On en a conclu que le groupage et l'évacuation géologique de l'i29I permettrait une réduction importante du débit de
dose individuel alors que la réduction de la dose collective engagée "dans
le temps infini" (c'est-â-dire la dose à la population mondiale cumulée dans
le temps infini) serait faible. On en a conclu que c'était l'inverse pour
le i 4 C . L'évacuation géologique différerait cependant les effets radiologiques de l'129I par rapport à la libération dans les effluents.
7.3.3
Analyses de la sensibilité
On a fait des analyse de sensibilité pour essayer de déterminer
les paramètres importants influant sur les prédictions de SYVAC.
On a réalisé un programme de calcul, SENSYV (SENsitivity to
SYVac), pour aider â analyser la sortie de SYVAC; on analyse chaque paramètre par plusieurs passages. Le programme SENSYV demande un temps machine
considérable.
ANSENS (ANalyze SENSitivety) est un autre programme de calcul
servant à analyser la sortie de SYVAC; on analyse simultanément de nombreux
paramètres par un seul passage et économise ainsi du temps machine. On a
produit un manuel d'emploi de ce programme qu'on a vérifié en comparant les
résultats obtenus par ANSENS avec ceux obtenus par d'autres programmes de
calcul qui utilisent des coefficients de corrélation linéaires. On s'est
servi d'ensembles de données identiques pour les deux calculs; les résultats
ont montré qu'il y avait peu de différence entre les deux.
- 101 -
8.
COMMUNICATION ET RELATIONS AVEC LE PUBLIC
On reconnaît qu'on ne peut pas mettre en application une technique
d'évacuation des déchets sans son acceptation par le public à l'appui de la
connaissance et de la compréhension de celui-ci. Par conséquent, l'EACL
s'est engagée â assurer une communication complète et sans aucune restriction avec le public, ses représentants élus et la communauté" technique sur
tous les aspects du programme de recherche.
Les activités de communication et relations publiques se concentrent surtout en Ontario et au Manitoba étant donné que ce sont dans ces
provinces que se trouvent les parties du bouclier canadien dans lesquelles
on effectuent des études sur le terrain. Ces activités sont dirigées à
partir de l'Établissement de recherches nucléaires de Whiteshell (ERNW) et
des agents d'information publique sont en poste à Toronto.
L'EACL a continué de fournir des renseignements au public sur
divers points du programme de gestion des déchets par différents moyens dont
des panneaux de présentation, des brochures et opuscules d'information, des
films et des conférenciers. En 198«, à peu près 823 000 personnes ont vu à
la télévision et 34 100 ont vu directement le film intitulé "La Gestion des
Déchets de Combustible Nucléaire: Prévoir pour Demain" et 500 guides du
professeur accompagnant le film ont été distribués pour projection en salle
de classe. On a produit au cours de l'année plusieurs supports d'information nouveaux dont des fiches informatives accompagnées de pastilles simulées de combustible nucléaire, des morceaux de roche souvenirs du pluton de
la région de Lac du Bonnet pour l'inauguration des installations de surface
du Laboratoire de Recherches Souterrain, une brochure décrivant l'Installation d'Essais du Combustible Immobilisé et des pochettes souvenirs portant
le logo de la gestion des déchets. On a publié une nouvelle brochure intitulée" La Gestion des Déchets de Combustible Nucléaire: la Protection des
Générations Futures et de l'Environnement; elle s'est avérée être très populaire et on en distribué plus de 30 000 exemplaires en 1984. L'Exposition
du Programme de Gestion des Déchets de Combustible Nucléaire a eu lieu en 28
endroits en 1984, principalement dans des galeries marchandes, dans des
universités et lors de réunions annuelles d'organismes intéressés. Des
chercheurs scientifiques ont participé â des séminaires d'information en 37
endroits au cours de l'année. La Rubrique de l'Energie, rubrique de journal
rédigée par David Foster d'Energy Pathways, a paru irrégulièrement dans
environ 80 journaux au cours de la première partie de l'année mais sa publication a été interrompue en raison de l'intérêt décroissant des journaux â
celle-ci.
- 102 -
Les séances de mise au courant avec les représentants élus et
désignés des municipalités des régions près desquelles se trouvent les sites
de recherche sur le terrain se sont poursuivies pendant toute l'année. Les
travaux de l'EACL sur ces sites sont maintenant acceptés, dans l'ensemble,
comme étant à des fins de recherche plutôt que comme étant la première phase
du choix d'un site d'évacuation de déchets nucléaires.
La liaison avec les médias s'est poursuivie pour tenter d'assurer
le reportage fidèle de l'avancement des travaux du Programme de Gestion des
Déchets de Combustible Nucléaire. Le reportage des médias par suite de l'inauguration officielle des installations de surface du Laboratoire de Recherches Souterrain près de Lac du Bonnet au Manitoba a été bon. Une petit
groupe d'opposants continue d'exprimer quelque inquiétude au sujet de la
possiblilité de construction d'une enceinte d'évacuation de déchets nucléaires dans l'avenir au Manitoba malgré que l'EACL ait assuré maintes fois
que les travaux du programme sont effectués uniquement à des fins de recherche.
Le programme de communication et relations avec les collectivités
locales a donné aux personnes habitant près des zones de recherches la possiblilité d'exprimer leur réaction. Quelque 800 habitants et représentants
élus des municipalités voisines ont assisté à une brève cérémonie suivie
d'une visite des installations de surface du Laboratoire de Recherches Souterrain en mai. On a exprimé quelque inquiétude à Atikokan lorsque l'EACL a
annoncé une réduction annuelle du budget prévu pour l'Étude du Réseau
d'Ecoulement d'Eaux Souterraines Régional. Il n'y a eu aucuns travaux dans
la zone de recherches d'Overflow Bay/Denmark Lake et l'inquiétude du public
concernant les travaux dans la zone de recherches d'East Bull Lake en 1984 a
été insignifiante. En raison de la demande décroissante de communication et
de relations publiques dans ces zones de recherches, on a fermé le bureau
d'information de Thunder Bay.
Dans le cadre des activités continues de mesure de l'attitude du
public vis-à-vis du Programme de Gestion des Déchets de Combustible Nucléaire, l'EACL a passé un contrat avec Gallup pour mener un grand sondage
d'opinion publique en Ontario lequel a pour but d'aider à mieux comprendre
certaines questions que fait surgir la gestion des déchets de combustible
nucléaire. Les résultats du sondage montrent que le niveau de connaissance
quant au Programme de Gestion des Déchets de Combustible Nucléaire a continué d'augmenter graduellement. Quarante trois pour cent des enquêtes ont
identifié exactement l'évacuation souterraine dans le bouclier canadien
comme étant la technique d'évacuation proposée. Dans le nord de l'Ontario
- 103 -
le niveau de connaissance quant cette technique a été de 55%- Le niveau de
connaissance quant aux lieux actuels de stockage des déchets de combustible
nucléaire a été faible (51% des habitants de l'Ontario ont déclare ne pas
savoir quels étaient et/ou où étaient ces lieux tandis que seuls 23% le
savaient).
La majorité des enquêtes (58%) ont été d'avis qu'il faudrait construire une enceinte d'évacuation de démonstration pour prouver qu'on puisse
stocker définitivement les déchets de combustible nucléaire en toute sûreté
et pour que le public puisse alors accepter un tel système.
Bien que le pourcentage de réponses en faveur d'une enceinte
d'évacuation située près des localités ou habitaient les enquêtes était
encore faible, le sondage a révélé une réaction plus positive que celui de
1983- Quatorze pour cent des habitants de l'Ontario ont déclaré être assez
ou très en faveur de la construction d'une enceinte d'évacuation près de
leur localité s'il est établi que la technique d'évacuation est sans danger
par rapport à 8% seulement en 1983• Le pourcentage en faveur d'une telle
installation a été beaucoup plus élevé (22%) dans le nord de l'Ontario. La
possibilité d'augmentation de l'emploi, de subventions du gouvernement, de
plein accès à l'information, d'accord de dédommagement et de contrôle indépendant, par les collectivités locales, de toute enceinte d'évacuation a
fait monter le pourcentage d'acceptation du choix éventuel de sites (32%)
dans le voisinage des agglomérations dans le nord de l'Ontario. Selon 35%
des enquêtes, le facteur le plus important qui rendrait le choix de sites
plus acceptable serait l'augmentaion de l'emploi.
Le rapport de David Foster d'Energy Pathways, lequel définit certaines questions sociales liées à la gestion des déchets de combustible
nucléaire, est maintenant au stade de l'ébauche finale. Cette étude qui
doit être présentée sous forme de dossier technique sera mise à la disposition de groupes désirant s'engager dans un dialogue consultatif avec
l'EACL.
Au cours de 1984, on a consacré un effort considérable à
l'établissement d'un programme de participation publique (Frech, 1985); dans
le cadre de ce programme, l'EACL discutera des questions sociales et autres
questions sur la gestion des déchets de combustible nucléaire avec le public
et les groupes de personnes 1 intérêt particulier. 52 groupes à intérêt
commun déterminés par un consultant comme représentant généralement le
public canadien ont été invités à participer au programme. En plus de ce
même programme, on se servira des sondages d'attitude publique, des groupes
- 104 -
de discussion et d'examen d'autres techniques pour déterminer les questions
sociales et permettre à l'EAGr d'aborder ces questions au débat public qui
aura lieu à la fin de la Phase d'Évaluation de Concept du Programme de
Gestion de Déchets de Combustible Nucléaire.
9.
RESUME ET CONCLUSIONS
Le programme de recherche en vue d'établir une technique sûre de
gestion des déchets de combustible nucléaire en est maintenant à la cinquième année et se déroule comme prévu. L'Énergie Atomique du Canada, Limitée
est chargée des parties immobilisation et évacuation du programme;
l'Ontario Hydro est chargée du stockage et du transport du combustible
irradié. Afin d'assurer qu'on ?e servira de ses compétences dans les activités scientifiques et techniques du programme, l'EACL a encouragé la participation de la communauté technique du Canada. Plusieurs ministères et
organismes gouvernementaux travaillent en étroite collaboration avec l'EACL
dans le cadre de ce programme et l'industrie privée ainsi que des consultants y participent également à fond. En outre, des membres de facultés de
plusieurs universités canadiennes détiennent des contrats de recherche
passés avec l'EACL et couvrant une grande variété de sujets.
Le gouvernement fédéral continue de soutenir le programme et fournit les fonds nécessaires à la recherche sur l'immobilisation et l'évacuation. Le gouvernement a approuvé, lors de la phase d'évaluation du concept
(1981 à 1990), un budget annuel moyen d'environ 29 millions de dollars
(dollars au cours de 1981) pour la recherche et la mise au point générales.
L'Ontario Hydro, en plus de diriger et de fournir les fonds pour les parties
stockage et transport du programme, apporte environ 1 million de dollars
sous forme d'aide technique à la recherche sur l'immobilisation et l'évacuation.
Un Comité Technique Consultatif indépendant, créé en 1979, assure
l'examen scientifique continu du programme. Le Comité conseille l'EACL
quant à l'étendue et la qualité du programme de recherche et en fait l'interprétation et l'évaluation à l'intention de la communauté scientifique et
du grand public. Les cinq rapports annuels publiés par le Comité sont à" la
disposition du public.
Un examen et une évaluation du concept d'évacuation souterraine à
grande profondeur sont prévus pour la fin des années 1980. Il tiendront
- 105 -
compte des commentaires formulés par le Comité Technique Consultatif, le
grand public, les différents ministères gouvernementaux, les universités et
les groupes d'intérêts particuliers. Ces commentaires, ainsi que l'évaluation du concept par l'EACLs aideront à assurer que le concept d'évacuation a
fait l'objet d'un examen approfondi.
Au cours de 1984, dans le cadre du programme d'études et d'essais
de stockage du combustible nucléaire de l'Ontario Hydro, on a déposé des
conteneurs nouveaux de grappes de combustible de haute densité dans la piscine de stockage auxiliaire de la Centrale Électronuclëaire "A" de
Pickering; ils sont conçcus pour augmenter la capacité de stockage de 50%.
Dans le cadre du programme de transport, les études de la dissipation de
chaleur d'un conteneur simulé de transport de combustible irradié ont démontré que la température du conteneur reste dans des limites acceptables au
cours du transport. D'autres essais ont montré que la libération possible
de matières radioactives dans des conditions normales d'accident est faible;
des analyses par ordinateur de la réaction du conteneur aux chocs produits
lors d'un accident ont indiqué que le conteneur satisferait à toutes les
conditions réglementaires actuelles. De plus, les études de la manutention
ont donné des valeurs faibles acceptables de doses reçues par le personnel
au cours du chargement du combustible irradié dans les conteneurs.
Dans le cadre du programme d'études des conteneurs de déchets de
cotabuscible, les analyses des conteneurs à enveloppe sous tension ont montré
qu'un concept préliminaire à alliage de titane de nuance 2 gauchirait dans
les conditions régnant en enceinte; des modifications conceptuelles sont en
cours. Des essais de déformation sur conteneur en demi-grandeur à enveloppe
supportée ont montré qu'il avait un comportement satisfaisant aux pressions
prévues dans une enceinte, même en laissant délibérément un vide dans la
charge de support en plomb. On a constaté que l'alliage de titane de nuance
2, l'un des matériaux à retenir pour les conteneurs, était susceptible â la
corrosion par fissures lorsque l'oxygène était présent mais que l'alliage de
titane de nuance 12 manifestait une résistance â cette forme de corrosion.
Dans le cadre des travaux de caractérisation du combustible irradié, on n'a
observé les effets sur la dissolution du combustible irradié par le rayonnement qu'à une haute intensité de rayonnement.
Le mise au point du matériel destiné à l'immobilisation des déchets de recyclage du combustible a commencé à l'Installation d'Essais de
Procédé d'Immobilisation des Déchets (IEPID) (WIPE). Dans le ^.adre des
essais, on a effectué les études des paramètres d'un four à calciner à lit
fluidisé et déterminé des paramètres de fonctionnement d'êvaporateur satisfaisants.
- 106 -
Dans le cadre des études de l'enceinte, on a mis en servie l'Installation d'Essais du Combustible Immobilize et commencé les premiers
essais. Les études des variations possibles à long terme des matériaux
tampons dans les conditions régnant en enceinte ont conduit â l'élimination
de la bentonite à calcium en tant que matériau â retenir. Les mesures des
propriétés du tampon et du remblai ont confirmé la convenance des mélanges
choisis de sable et argile en tant que matériaux tampons et des mélanges
d'agrégats et argile en tant que remblai»
Dans le cadre des études gëotechniques générales sur le terrain,
les travaux intéressant les formations de roche plutonique ont permis de
réaliser des modèles de la microfracturation de la roche due aux contraintes
ainsi que de l'écoulement des eaux souterraines dans un réseau de fractures
discrètes. En outre, la recherche géochimique a permis d'obtenir des
données nouvelles sur 1'interaction des radionuclides et des minéraux des
fractures de la roche - ce qui indique que les oxydes de fer et oxyhydroxydes jouent un r31e important dans la sorption (adsorption) des radionuclides. Les études de la roche porteuse d'uranium naturel ont montré
qu'une grande partie de l'uranium et de ses produits de désintégration
radioactive sont retenus par le gisement, près du point d'origine, pendant
de très longues périodes.
Les programmes de recherche géotechnique exécutés dans les zones
de recherches de Whiteshell, d'East Bull Lake et d'Atikokan ont contribué à
la détermination des zones aquifères principales, de leurs caractéristiques
d'écoulement et de leurs liens hydrauliques principaux. Les échantillons
d'eaux souterraines prélevés à diverses profondeurs ont confirmé que la
composition chimique de ces eaux près de la surface du sol diffère nettement
de celle â des profondeurs de plusieurs centaines de mètres - ce qui vient à
l'appui de l'hypothèse selon laquelle il n'y a mélange lent des eaux de
surface aux eaux souterraines qu'à grande profondeur.
Le point principal du programme de modélisation gëotechnique en
1984 a été la mise au point permanente d'une technique de prédiction des
propriétés et emplacements des fractures importantes d'une masse rocheuse
qui pourrait convenir pour une enceinte d'évacuation souterraine. On a
établi une technique; on l'éprouve quant à son utilité à l'aide des données
provenant des travaux exécutés dans la zone de recherches d'Atikokan. Dans
le cadre d'autres études, on a réalisé et éprouvé des modèles de l'écoulement des eaux souterraines et commencé à participer à un projet international, HYDROCOIN, pour comparer les résultats donnés par les divers modèles
hydrogéologiques des pays participants.
- 107 -
Les travaux en vue d'améliorer le modèle actuel de la biosphère se
sont poursuivis par l'intermédiaire d'autres études sur le terrain- Les
mesures de la migration des eaux souterraines ont indique que la dispersion
à grande échelle des eaux souterraines dans des sédiments non consolidés
saturés est dominée par la stratification de l'aquifère. On a effectué des
mesures d'après lesquelles on a réalisé des modèles de prédiction de la
dilution des radionuclides déchargés dans les eaux de surface lors de leur
mélange à des eaux provenant de la fonte des neiges et des précipitations
atmosphériques. Les résultats des travaux exécutés à Perch Lake montrent
que le cobalt se dépose 20 fois plus vite en été qu'en hiver; les études de
la lixiviation dans le sol montrent que de nombreux radionuclides lixivient
à partir d'un sol minéral par la fonte des neiges et les chutes de pluie
printannières. Dans le cadre des études des animaux constituant la chaîne
alimentaire, on a établi que l'inhalation et l'ingestion de terre par les
animaux étaient des voies importantes d1in>: -oduction des radionuclides dans
cette chaîne alimentaire.
On a effectué les analyses conduisant à la deuxième évaluation
provisoire avant fermeture pour déterminer les effets radiologiques et non
radiologiques du système de transport et de l'installation d'évacuation sur
l'homme. On a estimé que toutes les doses d'irradiation étaient inférieures
aux niveaux de rayonnement ionisant naturel, l'irradiation la plus forte
découlant de l'hypothèse selon laquelle on se sert des petits lacs de
chaînes lacustres comme source de fourniture pour l'installation d'évacuation. Les analyses d'accidents allant d'événements très improbables tels
que les tremblements de terre à des accidents de transport prévisibles ont
donné des valeurs de risques comparables ou inférieures à celles des risques
existant dans les industries bien acceptées à normes de sûreté rigoureuses.
Dans le cadre de l'évaluation après fermeture, on a effectué des
analyses avec SYVAC2, version améliorée du programme de calcul d'analyses,
pour l'évacuation des déchets de combustible irradié et de recyclage. Ces
analyses ont montré qu'aucunes conséquences importantes pour l'homme ne sont
prédites pour des dizaines de milliers d'années après l'évacuation et que la
probabilité que la dose annuelle à un membre du groupe le plus exposé soit
supérieure à 1% de la dose de rayonnement ionisant naturel d'environ 2 mSv
se situe entre 2,5 et 11% selon le type des déchets évacués. Les autres
projets d'évaluation réalisés en 1984 étaient l'application de SYVAC à l'évacuation sous les fonds marins et les essais de sensibilité pour calculer
l'effet sur la dose prédite lorsqu'on varie les hypothèses ou les paramètres.
- 108 -
Le programme d'information et de participation publiques de l'EACL
se poursuit par la fourniture de renseignements au public et aux
représentants élus des municipalités, la liaison avec les médias et le
sondage des attitudes du public. Les habitants de la région entourant le
Laboratoire de Recherches Souterrain ont été invités à son inauguration;
lors de la visite, ils ont été mis au courant des plans actuels et futurs
dans le cadre de ce projet. Quelques habitants ont exprimé quelque
inquiétude concernant l'évacuation possible future de déchets de combustible
nucléaire au Manitoba malgré que l'EACL et le gouvernement ont déclaré
maintes fois que le seul but du projet est la recherche. Les enquêtes sur
les attitudes du public menées en Ontario au cours de 1984 ont indiqué que
43% des habitants ont identifié exactement l'évacuation souterraine dans le
bouclier canadien comme étant la technique d'évacuation proposée. Le
pourcentage en faveur de la construction d'une enceinte d'évacuation située
près des localités où habitaient les enquêtes était encore faible mais un
peu plus fort qu'en 1983. Le facteur le plus important qui rendrait le
choix de sites plus acceptable serait l'augmentation locale de l'emploi que
pourrait entraîné la construction d'une telle installation. Un rapport
définissant certaines questions sociales relatives à la gestion des déchets
de combustible nucléaire a été rédigé; il sera mis â la disposition de
groupes désirant s'engager dans un dialogue consultatif avec l'EACL sur les
questions sociales que fait surgir la gestion des déchets de combustible
nucléaire.
En conclusion, le Programme Canadien de Gestion des Déchets de
Combustible Nucléaire a avancé d'une façon satisfaisante au cours de 1984 et
toutes les activités nécessaires pour faire l'évaluation du concept sont en
cours. Les principaux travaux techniques restant à effectuer sont le développement complet de la technologie de référence pour les opérations d'évacuation du combustible, le groupement des données et modèles scientifiques
formant la base de l'évaluation, l'exécution de l'évaluation officielle et
sa documentation. Les résultats du programme, bien qu'ils soient préliminaires, continuent d'appuyer l'idée que l'évacuation des déchets de combustible nucléaire dans la roche plutonique du bouclier canadien serait à la
fois possible et acceptable du point de vue écologique.
REMERCIEMENTS
Je tiens à remercier les Groupes de Travail qui ont participé avec
empressement et consciencieusement à l'élaboration de ce rapport. Les
résumés qu'ils ont soumis constituent la majeure partie de la documentation
- 109 -
nécessaire pour accomplir cette tâche. Je remercie également R.S. Dixon de
son aide précieuse à la rédaction et révision du texte.
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Limitée, Chalk River, Ontario KOJ 1J0.
- 130 -
ANNEXE A
Déclaration de l'honorable Marc Lalonde, ministre fédéral,
Energie, Mines et Ressources et de l'honorable Robert Welch,
ministre de l'Énergie de l'Ontario, du 4 août 1981.
DECLARATION COMMUNE DES GOUVERNEMENTS DU CANADA ET DE L'ONTARIO
SUR LE PROGRAMME DE GESTION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE
Le programme de gestion des déchets de combustible nucléaire des gouvernements du Canada et de l'Ontario a continué à progresser depuis qu'il a
débute en juin 1978. Au cours des dix ans à venir, le programme prouvera
que le concept d'évacuation géologique â grande profondeur dans des formations rocheuses stables est une méthode parfaitement acceptable pour évacuer
de façon permanente les déchets hautement radioactifs résultant du cycle de
combustible nucléaire.
Aux termes de l'accord, l'Ontario Hydro est chargée des travaux relatifs au stockage et au transport du combustible nucléaire irradié et l'Energie Atomique du Canada, Limitée est chargée des travaux relatifs à l'immobilisation et l'évacuation des déchets.
Nous annonçons aujourd'hui le processus selon lequel se fera l'acceptation du concept d'évacuation et certaines modifications à la participation
directe du public à la phase de recherches actuelle. Ces modifications résultent de la décision qu'a prise le gouvernement de ne pas choisir un site
d'évacuation avant que le concept ait été accepté. En outre, cette décision
signifie qu'on n'a pas besoin de confier la responsabilité du choix d'un
site d'évacuation et de son exploitation ultérieure avant que le concept
n'ait été accepté. Le gouvernement fédéral détient l'entière responsabilité
du contrôle et de la réglementation des matières nucléaires, conformément
aux termes de la Loi de 1946 sur le contrôle de l'énergie atomique.
Des déclarations ultérieures préciseront les étapes futures du programme d'ensemble, bien avant leur mise en oeuvre.
- 131 -
PROGRES DE LA RECHERCHE POUR L'EVALUATION DU CONCEPT
Ces importants travaux de recherche et développement ont pour but d'obtenir les données scientifiques nécessaires pour l'évaluation du concept
d'évacuation géologique à grande profondeur. On présentera les preuves
scientifiques dans une série de documents intitulés "Évaluation du concept"
et établis sous la direction de l'Énergie Atomique du Canada, Limitée
(EACL). On a effectué une importante partie de ce programme de recherche et
développement, à savoir des recherches en géologie et en hydrogêologie sur
des roches ignées dures du bouclier canadien, dans trois zones de recherche
granitiques, en Ontario (White Lake, Chalk River et Atikokan) et dans une
zone au Manitoba (Whiteshell).
Il s'agit de travaux de recherche généraux qui n'entraînent pas l'évacuation de matières radioactives et ne représentent aucunement l'intention
d'utiliser les sites de recherches comme sites éventuels d'évacuation des
déchets de combustible nucléaire.
On a largement diffusé, dans les deux premiers rapports annuels du
programme publiés en décembre 1979 et 1980, les premiers résultats de ces
travaux sur le terrain, de même que ceux des travaux effectués dans les
laboratoires de l'EACL et par un grand nombre de consultants et de contractants de l'industrie privée et des universités.
Le Comité Technique Consultatif indépendant, composé de représentants
de plusieurs associations professionnelles et universitaires, a également
évalué le programme. Ce Comité a publié ses rapports annuels en mai 1980 et
1981.
Bien que l'analyse des résultats de recherche ne puisse être, pour le
moment, que préliminaire, les conclusions de ces quatre rapports confirment
que les déchets de combustible nucléaire peuvent être évacués en toute sûreté en les enfouissant profondément dans des formations de roche dure gêologiquement stables.
Laboratoire de Recherches Souterrain
Ces derniers mois, l'approbation par le gouvernement fédéral de la
construction d'un laboratoire souterrain à proximité des laboratoires de
l'EACL â Whiteshell, Pinawa, Manitoba, a été une importante contribution au
Programme de gestion des déchets de combustible nucléaire. Ce laboratoire
souterrain, qui doit être achevé au milieu des années 80, permettra
- 132 -
d'effectuer une grande variété de mesures et d'essais à environ 300 mètres
de profondeur dans une formation de roche granitique.
On n'utilisera aucun déchet de combustible nucléaire dans cette installation. Toutefois, les travaux permettront d'obtenir de nombreuses données
sur les propriétés thermiques de la roche et des mesures de l'écoulement de
l'eau souterraine dans la formation granitique massive où sera situé le
laboratoire souterrain. On pourra également y effectuer des essais d'interaction chimique et thermique des divers éléments conçus et du système naturel et éprouver diverses méthodes de scellement de puits.
PROCESSUS D'EVALUATION
Dès le début du programme, on avait l'intention de soumettre les résultats des travaux de recherche de l'EACL à l'examen du public et des organismes compétents. Au milieu des années 80, on disposera d'assez de données
sur le programme de recherche pour commencer l'évaluation officielle du
concept d'évacuation.
Les deux gouvernements sont tombés d'accord sur la portée de ce processus d'évaluation, les rôles et responsabilités de leurs organismes respectifs et les moyens par lequels le public pourrait y participer. On trouvera
en annexe à la présente déclaration une ébauche du processus d'Evaluation du
concept sur lequel les deux gouvernements sont tombés d'accord.
En résumé, le processus d'évaluation comprendra les trois étapes
suivantes:
1.
2.
3.
un examen de l'environnement et des règlements,
un débat public et
une décision par les gouvernements quant à l'acceptabilité du concept d'après les données et les recommandations découlant des
phases 1 et 2.
Examen du point de vue des règlements et de l'environnement
Le gouvernement fédéral a décidé que la Commission de Contrôle de l'Energie Atomique sera l'organisme directeur en ce qui concerne l'examen du
concept d'évaluation du point de vue des règlements et de l'environnement;
les ministères fédéral et provincial de l'environnement collaborent avec la
CCEA à l'établissement des normes, des conditions requises et d'autres
- 133 -
règlements. Ces trois organismes constituent le Comité d'examen interorganismes; ils adopteront une politique consultative et itérative vis-à-vis de
tous les participants, y compris les autres gouvernements et ministères
intéressés, l'Énergie Atomique du Canada, Limitée, le Comité Technique Consultatif d'experts indépendants, les universités, les groupes d'intérêts
publics et le public en général.
A ce stade du programme, la Commission de Contrôle de l'Energie Atomique sera chargée d'assurer que le concept d'évacuation proposé par l'Energie
Atomique du Canada, Limitée soit étudié à fondDans les phases suivantes du programme, la Commission de Contrôle réglementera les projets de déchets de combustible nucléaire en accordant les
permis de la même façon que pour les réacteurs nucléaires et autres projets
étant de son ressort.
Débat public
Une fois que l'examen du point de vue des règlements sera achevé, probablement à la fin des années 80, il y aura un débat public général sous les
auspices du gouvernement fédéral pour assurer ainsi la participation du
public tout au long du processus.
Décision du gouvernement
Après le débat public, trois options se présenteront aux gouvernements
engagés :
1.
Acceptation du concept. La confirmation par les gouvernements du
Canada et de l'Ontario serait alors une condition préalable pour
choisir le site d'une installation d'évacuation de déchets.
2.
Acceptation conditionnelle du concept. Celle-ci obligerait l'EACL
à effectuer d'autres travaux de recherche et à soumettre à nouveau
un document pour acceptation définitive du concept.
3.
Rejet du concept. Dans ce cas, les gouvernements du Canada et de
l'Ontario devraient étudier d'autres possibilités.
- 134 -
RECHERCHE SUR LE TERRAIN
En ce qui concerne le programme de recherche lui-même, l'EACL et le
Comité technique consultatif ont étudié l'été dernier les besoins du programme. Ils ont conclu qu'il faudrait procéder à des forages de recherche
dans deux autres zones, dans la roche de type gabbrolque, en plus des zones
de recherche dans la roche granitique déjà étudiées, afin d'obtenir des
données suffisantes sur diverses propriétés de la roche pour permettre à
l'EACL d'évaluer convenablement le concept d'évacuation.
Sur cette base, les deux gouvernements ont autorisé des travaux d'exploration supplémentaires consistant en des levés aériens et terrestres de
cinq zones de forage de recherche possibles dans le nord de l'Ontario.
L'EACL a annoncé ces travaux le 2 octobre 1980.
Zones de forage de recherche
Au cours de l'hiver, les géologues et scientifiques participant au
programme ont évalué les résultats de ces travaux d'exploration. On a sélectionné deux zones de recherche sur la base de leurs caractéristiques
géologiques appropriées et les gouvernements du Canada et de l'Ontario les
ont approuvé comme zones de recherche pour les besoins du Programme de gestion des déchets de combustible nucléaire. Ces zones sont:
a.
East Bull Lake, à 35 kilomètres à l'est d'Elliot Lake, dans la
région d'Algoma et
b.
Overflow Bay/Denmark Lake, à 75 kilomètres au sud-est de Kenora.
En annonçant ces travaux de recherche supplémentaires, l'EACL, en tant
qu'organisme directeur du projet, a été chargée de collaborer avec les municipalités voisines, les groupes représentant les collectivités locales et le
grand public afin de leur fournir tous renseignements quels qu'ils soient
qui pourraient lui être demandés au sujet du programme de recherche dans
leur région.
Les deux gouvernements insistent sur le fait qu'il s'agit uniquement de
travaux de recherche nécessaires pour l'évaluation générale du concept de
base et que ces travaux ne se rapportent pas au choix d'un site pour une
installation d'évacuation, choix qui ne se fera qu'après acceptation du concept par les gouvernements et organismes de réglementation.
- 135 -
Études générales sur le terrain
En outre, les travaux courants effectués sur le terrain tels que la
mise en place de sismomètres, le prélèvement d'échantillons de roche et
d'eau et les levés géologiques en diverses parties du bouclier canadien,
continuent d'être nécessaires pour le programme de recherche. Ces études
générales sur le terrain n'exigent aucun forage à grande profondeur et sont
les mêmes que celles qui font partie de centaines de programmes d'exploration géophysique réalisés partout au Canada. Les gouvernements du Canada et
de l'Ontario ont approuvé l'exécution de ces études générales sans qu'il
soit besoin d'avoir l'accord des collectivités locales.
L'Énergie Atomique du Canada, Limitée, en tant qu'organisme directeur
de la phase de recherche du Programme de gestion des déchets de combustible
nucléaire, continuera à informer le public de l'avancement des travaux et à
répondre à toute question relative au programme de recherche.
STOCKAGE PROVISOIRE
Jusqu'à ce qu'une décision soit prise au sujet d'une méthode d'évacuation à long terme, on continuera à stocker les déchets de combustible, en
toute sûreté, sur les sites de réacteurs; il n'est donc pas nécessaire de
construire une instal]ation d'évacuation opérationnelle dans un avenir immédiat. Le processus d'évaluation du concept permettra de disposer de délais
suffisants pour que le public puisse prendre pleinement connaissance du
concept d'évacuation.
- 136 -
Piece jointe à l'annexe A
Programme de gestion des déchets de combustible nucléaire des
gouvernements du Canada et de l'Ontario
Processus d'évaluation du concept
Préambule: Les déchets de combustible épuisé provenant des réacteurs ëlectronucléaires du Canada sont actuellement stockés sous eau, dans les piscines de stockage des centrales nucléaires. Ceci permet de stocker les déchets de façon sûre, économique et fiable pendant au moins 50 ans. Par la
suite, on devra évacuer les déchets de combustible épuisé de façon sûre et
permanente.
En vertu de l'accord des gouvernements du Canada et de l'Ontario de juin
1978 sur la gestion des déchets radioactifs de combustible épuisé, l'Ontario
Hydro est chargée des recherches sur le stockage et le transport et l'Energie Atomique du Canada, Limitée est chargée des recherches sur l'immobilisation et l'évacuation permanente des déchets de combustible épuisé dans des
formations de roche stables.
Le présent document définit le processus suivant lequel le gouvernement
évaluera le concept d'évacuation géologique prës3ntë par l'EACL; l'évaluation doit se terminer vers la fin de 1990.
La Commission de Contrôle de l'Énergie Atomique (CCEA) sera l'organisme
directeur de ce programme d'évaluation du concept; elle jouera ce rôle par
les pouvoirs qu'elle détient en vertu de la Loi sur le contrôle de l'énergie
atomique. Le ministère de l'Environnement Canada et le ministère de l'environnement de l'Ontario collaboreront avec la CCEA pour établir les conditions à respecter et autres règlements. Ces organismes constituent le Comité d'Etude Interorganismes (CEI). Les gouvernements provinciaux intéressés
seront informés et consultés au fur et à mesure du déroulement de ce processus.
Une fois le concept d'évacuation accepté, les demandes de permis pour les
diverses phases, lesquelles sont exigées par la Loi et les Règlements sur le
contrôle de l'énergie atomique, seront présentées à la CCEA. Il est probable qu'un dépôt de démonstration sera construit puis exploité pendant quelques années avant qu'une installation d'évacuation des déchets de combustible épuisé soit construite et exploitée à l'échelle industrielle. La
- 137 -
province où cette enceinte serait construite veillerait à ce que soient
respectés les règlements provinciaux classiques en vigueur en ce qui concerne la santé, la sûreté et l'environnement.
La diffusion du présent document est la première phase du processus. D'autres documents suivront; ils seront établis et diffusés selon les phases
décrites ci-après:
1.
Annonce publique: Annonce, par les gouvernements du Canada et de l'Ontario, du processus général qui sera mis en oeuvre lors de la phase
d'évaluation du concept du programme de gestion des déchets.
2.
Publication de la déclaration initiale sur l'étude et l'évaluation
réglementaires du concept d'évacuation: Publication par la CCEA d'une
déclaration concernant l'étude et l'évaluation réglementaires du concept d'évacuation pour soumission à l'examen et aux commentaires du
public. Cette déclaration comportera des conditions quant au contenu
des documents soumis par l'EACL et des conditions opératoires quant aux
effets à long terme d'un dêpSt scellé sur la biosphère. Publication
simultanée, par les trois organismes constituant le CEI, d'une explication de la nature consultative commune de l'examen réglementaire.
3.
Soumission du document d'évaluation provisoire du concept: Soumission,
pour examen et commentaires, oar l'EACL aux membres du CEI, aux groupes
intéressés, aux bibliothèques publiques et aux bureaux gouvernementaux
de tout le Canada du Document d'évaluation provisoire du concept qui
comprendra une évaluation de l'environnement et de la sûreté.
4.
Publication de la déclaration finale sur l'étude et l'évaluation réglementaires du concept d'évacuation: Publication par la CCEA de la déclaration finale sur l'étude et l'évaluation réglementaires du concept
d'évacuation. Ce document formera la base sur laquelle on décidera si
oui ou non le concept proposé est acceptable.
5.
Publication des documents mis à jour d'évaluation du concept: Documents mis à jour d'évaluation du concept publiés par l'EACL de temps à
autre et comprenant des nouveaux résultats de recherches.
6.
Soumission officielle, à l'acceptation, du document d'évaluation du
concept: Soumission officielle par l'EACL du document d'évaluation du
concept, à l'acceptation de la CCEA. Ceci ne se produira
- 138 -
vraisemblablement que plusieurs années après le début du processas. Ce
document sera également soumis aux membres du CEI, aux groupes
intéressés, aux bibliothèques publiques et aux bureaux gouvernementaux
de tout le Canada.
7.
Étude du document d'évaluation du concept: Annonce par la CCEA de la
réception des documents soumis et des dispositions particulières et du
programme d'étude réglementaire, dont la consultation publique au moyen
de débats publics sous les auspices du gouvernement fédéral. Un rapport du CEI sur le document d'évaluation du concept sera mis à la disposition du public avant les débats.
8.
Rapport sur les recommandations résultant des débats publics: Soumission par l'organisme responsable, à la CCEA, des recommandations résultant des débats publics et mises à la disposition du public.
9.
Déclaration sur l'acceptabilité ou la non acceptabilité du concept:
Publication d'une déclaration de la CCEA sur l'acceptabilité, l'acceptabilité conditionnelle ou la non acceptabilité du concept.
10.
Acceptation du concept: Si le concept est accepté, les gouvernements
du Canada et de l'Ontario peuvent accepter le document d'évaluation du
concept. L'acceptation est la condition préalable du choix du site
d'une installation d'évacuation des déchets.
En cas d'acceptabilité conditionnelle, l'EACL se livrera à des recherches complémentaires avant de soumettre à nouveau le document d'évaluation finale du concept.
En cas de non acceptabilité, les gouvernements du Canada et de l'Ontario devront étudier d'autres possibilités.
- 139 -
A N N E X E
CINQUIEME RAPPORT ANNUEL*
du
COMITÉ TECHNIQUE CONSULTATIF
sur le
PROGRAMME DE GESTION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE
JUILLET 1984
RESUME
Le Comité Technique Consultatif (CTC) auprès de l'Energie Atomique
du Canada, Limitée (EACL) sur le Programme de gestion des déchets de combustible nucléaire a été créé au milieu de 1979 à la suite de recommandations
faites dans des rapports précédents du gouvernement et de suggestions de
certains secteurs de la communauté scientifique. Le rôle du Comité Technique Consultatif est de conseiller l'EACL en ce qui concerne l'étendue et la
qualité du programme technique de gestion des déchets de combustible nucléaire, tout en servant de comité indépendant d'examen critique. Afin d'assurer cet état indépendant, ses membres ont tous été choisis parmi une liste
de candidats agréés soumise par d'importantes sociétés scientifiques et
techniques du Canada. En outre, le Comité accepte de participer à l'interprétation et évaluation du programme pour la communauté scientifique et
technique et pour le grand public. Ce cinquième rapport annuel du Comité
décrit son examen et évaluation permanents du programme au cours de la
période de mai 1983 à mai 1984.
Le programme, qui en est actuellement â la quatrième année de la
phase de recherche générale, a pour but d'évaluer le concept quant à sa
sûreté pour l'homme et le milieu qui l'entoure dans le présent et bien avant
dans l'avenir. Le Comité réaffirme que le concept d'évacuation de déchets
nucléaires dans une enceinte située à grande profondeur dans une formation
géologique stable, les efforts portant sur cette formation du bouclier
Disponible, sur demande, en s'adressant au:
Dr. L.W. Shemilt, Chairman
Technical Advisory Committee to AECL
c/o McMaster University, JHE-136
Hamilton, Ontario L85 4L7
- 140 -
canadien, est bon et mérite pleinement les travaux scientifiques et de
recherche sur le terrain qu'on y consacre. De plus, nous soulignons l'importance de continuer d'étudier en détail d'autres milieux géologiques que
la roche ignée.
Bien que l'établissement de critères d'efficacité définitifs devrait se
faire avec minutie dans le contexte canadien, le CTC est d'avis que les
efforts consacrés pour y parvenir devraient être intensifiés du fait de
l'effet d'orientation important que les critères d'efficacité radiologique
auront sur tous les points du programme de gestion des déchets. Nous recommandons vivement que l'EACL et l'Ontario Hydro suivent les progrès réalisés
dans ce secteur de sorte qu'ils soient à même de faire des suggestions et
présenter d'autres possibiitës rationnelles. Le CTC continue d'examiner la
question des critères pour la sûreté radiologiquv î^nt l'établissement de la
relation entre les normes d'exposition au rayonnement et la variation du
rayonnement ionisant naturel. De plus, il étudie la possibilité de convoquer un atelier composé d'experts canadiens et étrangers au cours de la
période 1984-85 pour se pencher sur les questions importantes intéressant
les critères d'acceptation.
Le CTC soutient l'emploi de l'analyse de variabilité des systèmes pour
l'évaluation des points du concept concernant l'environnement, la santé et
la sûreté. L'adoption de techniques d'assurance de la qualité de logiciel
pour la conception, la production et le contrôle des programmes de calcul
est un pas important dans la vérification de l'exactitude du programme de
calcul SYVAC employé pour l'analyse de variabilité des systèmes. Il
souligne l'importance de la validation des modèles mathématiques i l'aide
d'observations sur le terrain et en laboratoire.
Le programme de recherche sur l'environnement a progressé sensiblement au cours des deux dernières années à mesure qu'on a rassemblé de
nouvelles données et apporté des améliorations au modèle de la biosphère.
On éprouve de nombreuses techniques, dont l'imagerie par mesure et enregistrement du rayonnement thermique, l'imagerie par satellite Landsat, le radar
de sol et les sondes de température, dans les études de décharge et migration du fait qu'elles permettent de rassembler des données afférentes. Le
CTC soutient généralement ces activités mais, dans certains cas, préconise
l'évaluation des résultats préliminaires avant tout apport de ressources
majeures. Le rôle des micro-organismes dans la migration des radionuclides
par les eaux souterraines est potentiellement important et on devrait concentrer et diriger de près les travaux dans ce secteur pour assurer que les
résultats obtenus correspondent aux besoins du programme. On constate que
- 141 -
l'Etude des Réseaux d'Ecoulement est une excellente occasion de coordonner
les travaux effectués en roche fracturée et en zone non consolidée ainsi que
ceux entre Pinawa et Chalk River. Le CTC loue l'accroissement des activités
en rassemblement de renseignements intéressant la région du bouclier et dans
des conditions naturelles. Un bon nombre de modèles mathématiques tels que
SCEMR pour les systèmes végétation-sol et LIMCAL-S pour les chaînes alimentaires, sont suffisamment bien mis au point pour l'avant-dernière évaluation. Le CTC recommande de réviser la documentation afférente dans un très
proche avenir de sorte à refléter le progrès considérable réalisé dans le
programme de recherche sur l'environnement.
Le programme de recherches géologiques continue de montrer une plus
grande coordination entre les programmes géologique, géophysique, gêochimique et hydrogéologique. Le CTC reconnaît la haute qualité des travaux de
recherche effectués sur le terrain dont la cartographie des caractéristiques
structurales et lithologiques des zones de recherches désignées et les
études des minéraux de remplissage et de l'altération associés aux fractures. Le CTC remarque avec plaisir que les futures recherches engloberont
les études des gneiss encaissants contigus au pluton d'Eye-Dashwa. On continue de considérer le Laboratoire de Recherches Souterrain (LRS) comme
étant une installation des plus importante et utile. Le programme d'essais
souterrains prévu est très élaboré et couvre la plupart des sujets nécessaires pour fournir des précisions quant à l'objectif du programme d'évacuation. Le CTC soutien le plan d'essais à exécuter en trois phases et constate que le programme de construction se déroule d'une façon satisfaisante.
On fait d'excellents progrès en instrumentation hydrogëologique, surveillance et caractérisation du site du LRS. En outre, on fait de bons progrès
dans l'Etude des Réseaux d'Ecoulement, les travaux portant sur le recueil et
l'analyse d'eaux superficielles et d'eaux souterraines, les analyses du
tritium, les levés aéroportés infrarouges et l'installation d'instruments
hydromëtriques, météorologiques et de mesure des caractéristiques des eaux
souterraines.
En ce qui concerne la géophysique, le CTC réaffirme l'importance et la
nécessité d'une évaluation suivie des priorités dans l'application de
diverses techniques afin d'assurer l'emploi optimal des ressources au cours
des quelques prochaines années cruciales précédant l'évaluation officielle
du concept.
L'adoption d'une base générale ou d'un système d'évaluation dans le
programme géomécanique est essentielle pour avoir une description complète
et objective de la masse rocheuse et comportant une terminologie scientifi-
- 142 -
que commune aux divers groupes. Le développement de la capacité de modélisation géomêcanique de la roche mérite qu'on lui donne la priorité absolue
et le CTC est satisfait de la voie prise à cet égard. Nous conseillons
vivement d'examiner d'une façon critique, et périodiquement, les observations faites et données rassemblées au cours de la phase de construction du
LRS. Nous sor ^nons l'effort continu en vue de mieux comprendre les effets
des interactions de la roche et de l'eau prévues dans les conditions
existant en enceinte. Nous encourageons les travaux portant sur la réalisation et l'amélioration des bases de données et modèles thermodynamiques
décrivant la rétention et sorption des radionuclides.
Les travaux de recherches sur les conteneurs à enveloppe sous tension
ont atteint un état satisfaisant du point de vue de la conception et fabrication. Les travaux de recherche actuels sur les systèmes à enveloppe supportée sont bien axés et se déroulent d'une façon satisfaisante. Il semble
opportun de rassembler des données d'évaluation des matériaux dont des
données sur la possibilité de fabrication, les méthodes de fermeture des
conteneurs et les méthodes de contrôle et d'assurance de la qualité.
Les parties du programme de réalisation des formes sous lesquelles on
stockera les déchets sont bien équilibrées, les travaux se concentrant sur
deux verres de référence et des vitrocêramiques à base de sphène. Nous
conseillons vivement de poursuivre et d'étendre les travaux pour évaluer les
effets de la radiolyse alpha sur la dissolution du combustible irradié, sur
la libération des radionuclides et sur la chimie des eaux souterraines du
milieu entourant l'enceinte. L'organisation minutieuse des travaux de
recherche afférents, pour l'Installation d'Essais du Procédé d'Immobilisation (IEPI) (WIPE), s'impose en vue de l'exploitation efficace de l'installation en question.
On a fait d'importants progrès en étude du jointoyage au mortier; il
faudrait prévoir des études de la compatibilité mécanique et chimique entre
les systèmes de scellement, les mortiers, les eaux souterraines et la roche
encaissante. Les essais proposés de scellement de l'enceinte d'évacuation,
qu'on conçoit actuellement pour le LRS en vue d'acquérir des données scientifiques et techniques, constituent une approche bien complète.
Le CTC loue 5 nouveau la haute qualité générale du programme technique,
le fait d'avoir entière connaissance des travaux correspondants effectués
dans d'autres pays, la participation aux activités internationales d'intérêt
direct ainsi que le degré d'accessibilité qui existe et permet ainsi
d'obtenir les renseignements et les résultats techniques. Nous répétons que
- 143 -
le public, en général, ainsi que les membres de la population habitant sur
des sites de recherches ou à proximité de ceux-ci, en particulier, devraient
avoir accès libre et facile à tous les renseignements disponibles sur les
plans et activités de recherches. Nous croyons comprendre que l'EACL
continue de faire un gros effort à cet égard.
ISSN 0067-0367
To identify individual documents in the series
we have assigned an AECL- number to each.
ISSN 0067-0367
Pour identifier les rapports individuels faisant partie de cette
sérje nous avons assigné un numéro AECL-"à chacun.
Please refer to the AECL- number when
requesting additional copies of this document
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Veuillez faire mention du numéro AECL -si vous
demandez d'autres exemplaires de ce rapport
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