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  • Les déchets nucléaires, dossier suite 4,

    le bitumage.

     

    Le procédé de bitumage, largement utilisé en France pour conditionner en ligne les boues résultant du traitement des effluents liquides par précipitation chimique est un procédé éprouvé qui bénéficie d’un large retour d’expérience.Toutefois, la mise en œuvre de ce procédé pour conditionner des boues anciennes entreposées en silos a nécessité des études dédiées, d’une part pour garantir la sûreté du procédé en présence de déchets de composition variée et susceptibles d’initier des réactions exothermiques, et d’autre part pour augmenter l’activité spécifique de chacun des colis produits, et donc réduire le nombre total de colis, tout en garantissant le non-débordement du colis après cinquante ans, dû à la production de gaz de radiolyse.

    Les études conduites sur la maîtrise du risque incendie ont abouti à la définition par simulation d’un domaine de fonctionnement sûr. Cette simulation s’appuie sur les paramètres cinétiques des réactions exothermiques au sein de l’enrobé, lesquels sont déterminés par mesures micro-calorimétriques avant enrobage. Parallèlement, l’optimisation de l’activité maximale admissible par fût s’est appuyée sur une modélisation du gonflement des enrobés et sur la maîtrise du phénomène de piégeage de l’hydrogène de radiolyse par des sels de cobalt. Elle conduit à une division par trois environ du nombre de colis. L’ensemble de ces résultats permet d’envisager que des opérations de reprise industrielle des boues anciennes de La Hague soient effectuées en 2006.

    Le procédé de bitumage.

    Le procédé d’enrobage par bitumage consiste à mélanger à chaud des déchets sous forme de boues à du bitume. Le mélange obtenu est déshydraté et coulé dans un conteneur où il est refroidi. L’enrobage bitume assure à la fois la déshydratation du déchet, sa dispersion homogène et l’immobilisation des radionucléides au sein de la matrice. Le bitume a été choisi comme matériau d’enrobage des déchets radioactifs pour son pouvoir agglomérant élevé, sa grande inertie chimique, son imperméabilité, sa faible solubilité dans l’eau, son pouvoir de confinement important, sa faible température de mise en œuvre, son coût modéré et, enfin, sa disponibilité.

    En France, le procédé de bitumage a été développé dès les années 1960 pour conditionner les boues de précipitation résultant du traitement des effluents liquides.

    Cogema a produit quelques 70.000 fûts de 220 lites de bitume chacun. Pour fixer les idées la production de ce type de déchets pour 40 ans d'exploitation du parc actuel de centrales est estimée à 100.000 colis. Cela peut paraître beaucoup mais c’est une quantité à peine suffisante à celle nécessaire pour construire 10 kilomètres d’autoroute !

    Sa mise en œuvre industrielle en ligne s’est faite en 1966 à Marcoule dans la station de traitement des effluents et en 1989 à La Hague dans l’atelier STE3. Cette dernière installation est constituée d’une unité de préparation et d’alimentation en boues, d’une cuve d’agent tensioactif, d’une installation de production et distribution du bitume, d’une extrudeuse-sécheuse, voir la figure C.2-12 ci-dessous, d’un poste de coulée, d’un poste d’enfûtage et d’une installation de traitement des vapeurs et distillats. Le volume des colis de bitumes prévus par le MID [LAG-02], voir ici , est de 36 000 m3, soit environ 100 000 colis.

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    Document C.E.A., figure C.2.12 , Schéma d'unité d'enrobage Cogema/La Hague : Werner VDS VT 120, référence voir ici.

    Parce que la gestion actuelle des effluents vise à minimiser le nombre et la diversité des colis de déchets produits, le bitumage est réservé aux effluents sodés et à divers effluents de laboratoire non vitrifiables ou stabilisables dans le ciment. Éprouvé, le procédé bénéficie d’un large retour d’expérience et ne nécessite pas, pour le traitement en ligne des effluents, de développements complémentaires.

    Le bitumage des boues STE2.

    Avant la mise en œuvre du bitumage en ligne à La Hague, l’exploitation de 1966 à 1989 de la première station de traitement d’effluents de La Hague, l’atelier STE2, a généré environ 9 300 m3 de boues entreposées dans sept silos en attente de conditionnement. Il existe de nombreuses similitudes entre les boues aujourd’hui traitées dans l’atelier STE3 et les boues STE2. C’est pourquoi Cogema, compte tenu des qualités de confinement du bitume et du retour d’expérience significatif sur l’atelier STE3, a retenu le bitumage comme procédé de référence pour ce déchet.

    Toutefois, les boues STE2 présentent certaines spécificités, liées notamment à la présence de carbonate de calcium et de sels de magnésium issus du traitement d’effluents résultant de la séparation des gaines des combustibles de réacteurs de la filière UNGG. La centrale nucléaire de Chinon regroupe 3 réacteurs de la filière graphite-gaz (UNGG), arrêtés depuis respectivement 1973, 1985 et 1990.

    En outre, pour réduire la quantité de colis produits, Cogema a souhaité augmenter les activités spécifiques incorporables dans chaque fût. Ces deux points ont nécessité des études spécifiques pour compléter le procédé mis en œuvre dans STE3 afin de l’adapter au traitement de déchets anciens tout en garantissant la sûreté du procédé et en conservant les performances du colis.

    Le premier objectif de R&D, maîtriser la sûreté du procédé, s’est traduit par la mise en place d’une démarche robuste permettant de prévenir tout risque d’incident lors de l’élaboration des enrobés. En effet, la présence de composés oxydants et réducteurs peut conduire, lors du refroidissement des fûts, à l’initiation de réactions exothermiques pouvant entraîner l’auto combustion de l’enrobé. La première étape a consisté à identifier les composés réactifs aux températures d’enrobage, les nitrates et les sels de cobalt, et à caractériser la puissance thermique dégagée puis la cinétique de réaction, à l’aide de mesures par microcalorimétrie.

    En parallèle, le refroidissement des fûts d’enrobé a été modélisé. Des valeurs pénalisantes ont été choisies pour les données d’entrée, afin de simuler de manière enveloppe la température maximale atteinte dans le fût. La seconde étape a donc consisté à réaliser une étude paramétrique afin de définir un domaine de fonctionnement sûr du procédé en fonction des paramètres cinétiques. En exploitation, la détermination des paramètres cinétiques sur les boues réelles avant enrobage et leur confrontation avec l’abaque du domaine de fonctionnement sûr permettra de garantir l’absence d’emballement thermique.

    Le protocole de détermination des paramètres cinétiques est en cours de transfert industriel.

    La faisabilité de chacune des étapes de fabrication d’un enrobé dopé en sels de cobalt a été démontrée à l’échelle laboratoire. Une campagne expérimentale de bitumage des boues STE2 a été mise en œuvre à partir de novembre 2005. L’ensemble de ces résultats, qui seront confortés par cette campagne expérimentale, permet d’envisager que des opérations de reprise industrielle des boues STE2 de La Hague puissent commencer dès 2006 dans l’atelier de bitumage STE3.

    Le prochain article sera la cimentation.

  • Les déchets nucléaires, dossier suite 3,

    La vitrification.

     

    Il existe de nombreuses méthodes pour conditionner les déchets de l'industrie nucléaire, et bien des recherches se poursuivent pour diminuer les volumes, améliorer le conditionnement et réduire la nocivité de certains d'entre eux. Le bilan actuel ne fait que justifier l'intérêt que l'on porte au verre, 96% des émetteurs bêta et gamma et 99,5% des émetteurs alpha se retrouvent, in fine, dans le verre.

    Plusieurs pays ont choisi de vitrifier leurs déchets, mais le cas de la France reste unique de par les quantités produites, et la maîtrise de la technologie.

    Sommes-nous en avance sur notre temps ou faisons nous fausse route ?

    Les déchets de l'industrie nucléaire sont spécifiques, leur toxicité diminue avec le temps, en outre leur diversité nécessite des méthodes de conditionnement adaptées aux volumes et à leur nocivité, et par chance les plus dangereux sont aussi les moins nombreux. Le but recherché par le conditionnement est celui de disposer d'objets faciles à manipuler répondant à des normes strictes. Les objets primaires peuvent occuper tous les états de la matière, solide, liquide et gazeux. Le conditionnement conduit finalement à la fabrication de ce que l'on appelle un colis constitué d'une matrice chargée de piéger les radios éléments dans un conteneur qui permet, outre sa fonction d'écran, d'empêcher l'intrusion d'eau, et de bloquer les rayons alpha et bêta et une partie des rayons gamma, en assurant une manipulation aisée.


    La vitrification.

    Les recherches sur la solidification ont été lancées à peine dix ans après la seconde guerre mondiale aux États-Unis, en Angleterre, au Canada, et en France. Elles ont porté sur les liaisons chimiques à l'échelle atomique entre les radionucléides et la matrice, par opposition à un simple enrobage ou le déchet massif serait entouré d'un matériau bloquant comme une bouteille contenant un liquide tant qu'elle est fermée. Après plusieurs tentatives de recherche sur les micas et les feldspaths,

    (un feldspath est un minéral à base de silicate double d'aluminium, de potassium, de sodium ou de calcium. Les feldspaths sont de la famille des tectosilicates. Il existe de nombreux feldspaths dont les principaux sont l'orthose potassique, l'albite, sodique, et l'anorthite, calcique. Le mélange de ces deux derniers donne la série des plagioclases. Les feldspaths forment le plus important groupe de minéraux de la croûte terrestre),

    connus à l'époque pour leur capacité à fixer certains types de radionucléides. Les résultats ont été médiocres. Entre temps, des tentatives ont été faites pour synthétiser des roches par l'agencement de matériaux aux propriétés complémentaires, nouvel échec.

    Ce sont vraisemblablement les Canadiens qui lancèrent les études en élaborant des verres alumino-silcatés par fusion de minéraux naturels imprégnées par des solutions de produits de fission. En France la décision de vitrifier les solutions hautement radioactives fut prise en 1958. Une génération s'est écoulée entre les premiers éléments tangibles issus des laboratoires et le premier verre produit industriellement de l'atelier de vitrification de Marcoule. Ce n'était pas un verre R717, onze ans encore s'écoulèrent avant de voir sortir le premier colis de la Hague.

    Expérimentation de vitrification au Pacific Northwest National Laboratory. La vitrification des déchets nucléaires est une méthode permettant de les neutralisés, source wikipédia.


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    La France n'est pas le seul pays à avoir développé la vitrification. La Belgique, qui vitrifiait a finalement confié à la France cette vitrification. La Russie, les États-Unis, le Japon poursuivent la production de verres et des développements innovants. En Inde, cette technologie démarre, en Angleterre elle est sur le point d'être lancée. On dénombre actuellement pas moins de 25.000 colis de verre produits dans le monde. Pour plus de détails sur le verre borosilicaté organe essentiel de la protection contre les déchets fortement radioactifs, reportez-vous au livre de Stéfane Gin cité au premier dossier. Plusieurs sites traitent des déchets en France, par exemple sur Wikipédia ici.

    En outre, Stéphane Gin sur le site de Futura Sciences développe très largement les éléments de son livre ici.


    La fabrication de verre borosilicaté R717.

    Tout d’abord il faut satisfaire un certain nombre de contraintes incontournables, le verre doit accueillir des éléments très différents provenant de la solution de produits de fission. L’homogénéité apparaît donc comme une qualité indispensable pour assurer un comportement unique et constant des colis de déchets vitrifiés, interdisant la formation au sein d’un colis de microdomaines aux propriétés particulières, points chauds par exemple.

    Cela implique que le verre ne cristallise pas au refroidissement, même partiellement. Ensuite, son élaboration, dans une ambiance très radioactive, nécessite d’un procédé fiable dont la maintenance puisse être réduite au minimum. Et ce n’est pas tout. Il faut aussi éviter la corrosion du pot de fusion, et également la dispersion de radioactivité pendant l’élaboration. Pour cela on cherche à fondre et à couler le verre à une température pas trop élevée en utilisant une composition de verre la moins corrosive possible.

    Le verre R7T7 est un borosilicate. Pas à pas, les scientifiques sont parvenus à bâtir avec les industriels, son domaine de composition et fixer les paramètres d’élaboration. La matrice représente environ 85 % de la masse et le déchet radioactif les 15 % restants. Au premier ordre, la silice qui est l’oxyde majoritaire confère au matériau l’essentiel de ses propriétés physiques, chimiques et mécaniques. Les autres éléments occupent des seconds rôles ou des rôles de figurants pour certains, mais dont il ne faut cependant pas sous-estimer l’importance car la pièce ne pourrait se jouer sans eux.

    Un verre de silice pure fond à une température de 600 degrés supérieure à celle du verre R7T7. En outre il n’accepterait pas une telle diversité d’éléments sans perdre son homogénéité. Cette grande souplesse du réseau est due aux éléments modificateurs. Les éléments radioactifs quant à eux, sont dispersés de manière homogène dans le verre et forment généralement des liaisons chimiques fortes avec les principaux formateurs de verre (silicium, bore, aluminium, etc....).

    Le verre R7T7 n’a peut-être pas encore livré tous ses secrets mais il est malgré tout considéré par la communauté internationale comme le meilleur verre industriel produit jusqu’à présent pour confiner les déchets de haute activité issus du traitement des combustibles usés. Il y a peut-être une petite part de chance pour expliquer ce succès car à l’époque des choix, c’est-à-dire à la fin des années 80, les études sur le comportement à long terme étaient loin d’être achevées. Les connaissances ont depuis beaucoup progressé et dans leur sillage, des concepts ont vu le jour pour leur gestion définitive.

    Le prochain dossier sera le bitumage.

  • Les déchets nucléaires, dossier suite 2,

    la classification des déchets et solutions associées.

     

    Classer les déchets de la filière nucléaire en fonction de leur dangerosité est la première étape avant de chercher des solutions pour les traiter. En considérant en première approche que la toxicité chimique est faible eu égard aux risques liés à l'émission de rayonnement ionisants qu'ils provoquent, on retiendra deux critères de classification,

    l'intensité de la radioactivité et la durée pendant laquelle le déchet présente un risque radiologique.

    Au premier terme sont associés seuls les becquerels par gramme de matière, tandis que le second sera les périodes des radionucléides présents dans le déchet.

    Le becquerel est l'unité de mesure de l'activité d'un radio élément, on dit qu'une source radioactive est de un becquerel lorsque dans cette source, un noyau se désintègre chaque seconde.

    1 becquerel = 1 désintégration par seconde.

    Pour fixer les idées voici la radioactivité naturelle de quelques produits courants.

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    Artificielle

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    On voit que les méthodes modernes d'investigations médicales ne sont pas sans danger.

    On distingue parmi les déchets quatre catégories, les déchets de très faible activité, ceux de faible activité classe A, ceux de moyenne activité classe B, et ceux de haute activité classe C.

    Les déchets de très faible activité.

    Ils se distinguent par une très faible activité radioactive < 100 Bq/g en moyenne, c'est le cas d'un terrain granitique 3Bq/g. Ce sont des déchets à vie courte, période inférieure à 30 ans. Cumul à l'horizon 2020 ≈ 500.000 m3. Stockage dans le centre de Morinvillers, Aude, capacité 650.000 m3.

    Les déchets de faible activité classe A.

    Ils sont de durée de vie réduite, radioactivité quelques 100.000 Bq/g. Sont concernés les produits peu radioactifs et dont les radionucléides de période inférieure à 30 ans. Ce critère permet d'assurer qu'au delà de dix périodes, soit trois ans, que le déchet ne présentera plus qu'une radioactivité résiduelle inférieure au bruit de fond naturel. Période courte, Classe A, cumul à l'horizon 2020, 1,2 millions de m3, stockage dans le centre de l'Aude, capacité 1 million de m3 auxquels s'ajoutent les 500.000 m3 du centre de la Manche déjà rempli.

    Dans cette catégorie on trouve des éléments radioactifs dans les limites de contamination voisines de celles des gisements d'uranium, seuil fixé à 370 Bq/g. On y trouve aussi pêle-mêle des objets et matériaux contaminés provenant de l'exploitation des réacteurs et des usines du cycle du combustible nucléaire, mais aussi de nombreux produits venant des secteurs miniers, métallurgiques ou agroalimentaires. Les laboratoires de recherche ou d'hôpitaux sont également producteurs de cette catégorie. Période >30 ans, cumul horizon 2020, 90.000 m3, stockage en subsurface à l'étude.

    C'est l'Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs, l'Andra qui en a la charge. Ils ne posent guère de problèmes à la société. La solution consiste à réduire leur volume par compactage, incinération ou encore évaporation puis à les conditionner dans des futs spéciaux qui peuvent être dans des blocs de béton ou des enrobages à base de bitume. Les colis ainsi constitués sont stockés dans des sites gérés par l'Andra. Il en existe deux en France, un dans la Manche qui n'accepte plus de déchets depuis 1994 et le second en cours d'exploitation dans l'Aude.

    Ces sites constituent une solution efficace pour cette catégorie de déchets.

    Les déchets de moyenne activité classe B.

    Ces déchets ont une activité moyenne de plusieurs millions de Bq/g. Ils sont moyennement radioactifs mais dont la durée de vie beaucoup plus longue exige une solution adaptée à cette contrainte. Ces déchets proviennent majoritairement de la filière électronucléaire et sont pour la plupart constitués des matériaux entrant dans la fabrication et le traitement des combustibles, ainsi que des gaines qui contiennent les pastilles d'oxydes d'uranium dans les assemblages de combustibles. Pour le moment les solutions de traitement sont semblables à celles de la catégorie A, (Classe A, cumul à l'horizon 2020, 1,2 millions de m3, stockage dans le centre de l'Aude, capacité 1 million de m3 auxquels s'ajoutent les 500.000 m3 du centre de la Manche déjà rempli),

    mais il n'existe pas encore de solutions définitives pour leur gestion à long terme.

    En attendant, ces déchets sont entreposés de manière sûre mais cette situation, comme pour les déchets C est nécessairement provisoire. Catégorie B période >30 ans, cumul horizon 2020, 60.000 m3 recherches en cours.

    Les déchets de haute activité classe C.

    Ce sont les déchets qui présentent à la fois une forte radioactivité, plusieurs milliards de Bq/g, et une proportion importante d'éléments à vie longue. Ils composent des produits de fission formés au cours des réactions nucléaires en réacteur. Ils représentent une très faible part de l'inventaire environ 1% en volume, mais plus de 90% de la radioactivité totale des déchets, toutes catégories confondues. C'est dans cette catégorie que nous trouvons les verres nucléaires pour les pays qui les considèrent comme déchets. La forte toxicité et la très longue durée de vie conditionne toute l'attention des responsables.

    Déchets C, cumul à l'horizon 2020, 4.000 m3, recherches en cours.

    Aujourd'hui, pour certains déchets les solutions définitives ne sont pas encore mise en œuvre. Cela pourrait être critique si pour des raisons liées aux quantités à traiter, les solutions comme l'entreposage ne pourraient être maintenues longtemps  Les déchets à vie longue qui conditionne l'enjeu principal des recherches sont traités, conditionnés dans des matrices spécifiques et isolés en attendant que la société fasse le choix d'une solution définitive.

    Les solutions associées.

    La gestion des déchets radioactifs consiste essentiellement à les emprisonner sous forme solide et stable à l'intérieur de structures étanches elles-mêmes durables de façon à non seulement se protéger de leurs rayonnements, mais surtout éviter leur retour et leur dispersion dans la biosphère.

    Un stockage de déchets radioactif ne peut donc en aucun cas être assimilé à une «décharge ou à un tas d'ordures». C'est un système rigide et résistant où interviennent, suivant le principe de la défense en profondeur, plusieurs barrières, le colis de déchets lui-même, l'ouvrage dans lequel il est placé, éventuellement les structures géologiques environnantes. Les déchets ne sont placés dans leur stockage que lorsque le dégagement de chaleur consécutif à leur radioactivité est suffisamment faible pour éviter tout échauffement intempestif.

    Ceci signifie que les déchets C doivent d'abord être entreposés, pendant une durée de l'ordre de 50 ans, avant d'être stockés. Il est essentiel de noter que, sous cette réserve, il n'y a au sein d'un stockage de déchets aucune source d'énergie à même de déclencher un quelconque phénomène violent, tel qu'explosion ou incendie, pouvant conduire à leur dispersion. La solution pour les déchets dont la radioactivité aura disparu au bout d'un petit nombre de siècles, est simple et connue.

    Les déchets A , généralement enrobés de ciment, sont placés à l'intérieur de conteneurs étanches en béton ou en acier, strictement contrôlés et répertoriés. Ceux-ci sont à leur tour disposés dans les alvéoles en béton d'un stockage de surface recouvert d'une couverture multicouche, comportant notamment une membrane bitumineuse et au dessus une couche de terre végétale engazonnée. Il est clair que ces structures extrêmement compactes et robustes, situées au ras du sol, résisteront au moins aussi longtemps que subsistera une radioactivité significative. Au surplus un stockage de surface peut être aisément surveillé et éventuellement réparé. Un drain disposé sous le stockage permet de vérifier qu'il n'y a pas fuite de radioactivité vers le sol.

    Les déchets C constituent de loin le problème majeur de la gestion des déchets radioactifs, puisqu’ils contiennent la presque totalité de l’activité engendrée par la production nucléaire. Compte tenu de leur temps de décroissance, il apparaît inadapté de les mettre dans un stockage pérenne en surface ou à faible profondeur, ce serait laisser aux générations futures le souci d’en assurer la gestion.

    Les placer dans un stockage géologique, à quelque 500 mètres de profondeur, apparaît comme la meilleure solution. Elle suppose bien entendu le choix d'une structure géologique stable, aussi peu sismique que possible, avec de très faibles circulations d'eau. Une deuxième précaution supplémentaire est prise au niveau du conditionnement,

    les éléments combustibles non retraités sont enfermés dans des conteneurs en cuivre épais, spécialement étudiés pour minimiser la corrosion en stockage profond. Les déchets issus du retraitement sont incorporés au sein d'un verre spécialement étudié pour, d'une part, fixer dans sa matrice même tous les radioéléments présents et, d'autre part, résister à la corrosion des eaux pouvant circuler en profondeur avec un «taux de lixiviation» particulièrement faible.

    C'est le procédé de vitrification mis au point en France dans les années 70. En définitive les blocs de verre, ou conteneurs en cuivre, incluant les déchets C sont placés dans les galeries du stockage géologique, bloqués en place par un matériau sélectionné pour constituer une barrière dite ouvragée, par exemple à base d’argile imperméable à l’eau. Le comblement des galeries se fait au fur et à mesure de l’avancement du stockage, avec des matériaux identiques ou comparables à celui de la barrière ouvragée enveloppant les colis.

    Des multiples études et simulations faites pour prévoir l'évolution de ce système dans le temps, il résulte que l'on est en droit d'affirmer, si le stockage a été bien conçu et bien construit, que,

    l'étanchéité de l'ensemble colis + barrière ouvragée devrait être conservée pendant de nombreux millénaires. Cette étanchéité ne se trouvera dégradée que lorsque les radioéléments à vie courte auront perdu leur nocivité et que subsisteront essentiellement les radioéléments à vie longue issus de la transmutation de l'uranium (actinides).

    A supposer que les hommes de cette époque lointaine aient perdu la notion de radioactivité (ce qui paraît peu probable, étant donné le rôle que celle-ci va jouer à l'avenir dans beaucoup de domaines), de telles sources seront aisément repérables à des valeurs de radioactivité bien inférieures au seuil de danger. Il est évidemment indispensable que les experts puissent confronter à la réalité leurs données de base sur les colis et les différentes barrières, c'est ce qu'ils souhaitent faire quand ils construisent un «laboratoire souterrain», tel celui de Bure dans la Meuse.

    Il ne fait pas de doute que la solution verre après retraitement est préférable à la solution du «stockage direct» en conteneur de cuivre. En effet, dans le premier cas, il y a moins de radioéléments stockés (plutonium et uranium naturel ayant été isolés pour recyclage) et ces radioéléments sont mieux fixés au sein du verre que dans les éléments combustibles irradiés. Ceci peut être illustré par le fait que les verres retrouvent la radioactivité du minerai d'origine au bout de 10.000 ans, alors qu'il en faut plus de 100.000 pour les éléments combustibles usés. Mais les deux solutions devront être utilisées, y compris dans les pays ayant fait le choix du retraitement.

    Les déchets B doivent évidemment rejoindre les déchets C dans un stockage géologique. Ils ont longtemps été considérés comme les plus gênants compte tenu de leur volume relativement important. De très gros efforts ont été faits par la Cogema pour réduire ce volume et ont abouti à un gain remarquable de l'ordre d'un facteur 10 ! Reste que ces déchets ne peuvent être inclus dans des verres, c'est au cas par cas, compte tenu de leur diversité, que doit être défini le meilleur conditionnement permettant d'atteindre une rétention aussi bonne que possible et comparable, compte tenu de la faible teneur de ces déchets en radioéléments de longue vie, à celle des verres des déchets C.

    En conclusion.

    Les solutions mises au point pour les différentes classes de déchets radioactifs constituent une panoplie qui a fait ses preuves. Il est donc faux de dire qu'il n'existe pas de solution au problème des déchets radioactifs.

    Ce qui manque, c'est la démonstration en vraie grandeur du «stockage géologique». Si elle n'existe pas aujourd'hui, c'est qu'on s'est heurté, en 1991, en France, au syndrome du NIMBY,

    «pas dans mon arrière-cour, de l’anglais Not In My Back Yard. NIMBY désigne une position éthique et politique, qui veille à ne pas tolérer de problèmes dans son environnement proche. Cette idée peut s'appliquer à une personne (quelqu'un qui a une attitude NIMBY est un NIMBY) ou à une association de riverains créée pour défendre son environnement. Ces associations sont aussi nommées NIMBY. Le terme a été utilisé pour la première fois en 1980 et se retrouve dans la littérature sociologique francophone, on parle parfois de «syndrome nimby»

    Et ceci est un vrai problème, qu'il sera bien difficile de résoudre, tant que les responsables politiques n'auront pas le courage de dire aux Français qu'un stockage de déchets est totalement inoffensif. A moins d'aller rechercher ailleurs un site plus ou moins désert, et convenable géologiquement, où ce syndrome ne jouerait pas. La loi de décembre 1991 nous a donné un temps de réflexion :

    les conclusions de 2006 nous diront si nous avons su en tirer profit, notamment pour améliorer les solutions disponibles, ce qui est toujours possible. Mais n'en attendons pas la disparition du problème. Il y a au contraire fort à parier que les solutions de 2006 ne seront pas fondamentalement différentes de celles de 1990.

    Les recherches sur le retraitement poussé et la transmutation menées dans le cadre de la loi de 1991 avec l’objectif de réduire la quantité, la nocivité et la durée de vie des déchets à stocker restent par ailleurs un élément important dans l’évolution du dossier. Enfermer les déchets C dans un stockage géologique est bien la meilleure façon de les empêcher de nuire, que ce soit localement ou de façon planétaire, voir ici la Société Française d'Énergie Nucléaire.

    Le problème de la vitrification constituera le prochain dossier.

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