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déchets - Page 3

  • 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.

  • Les déchets nucléaires, dossier suite 1,

    la gestion des déchets radioactifs.

     

    La loi Française du 28 juin 2006 distingue les déchets radioactifs des matières radioactives valorisables, l'uranium appauvri, le combustible irradié, l'uranium dit «de traitement» (ou de retraitement), le plutonium, le combustible MOX usé, etc.

    Ne sont pas non plus considérés comme déchets radioactifs les rejets d'effluents radioactifs liquides et gazeux, régis par des autorisations spécifiques, et les résidus miniers dont la gestion est encadrée par des normes de radioprotection du public relevant du droit minier.

    En France, selon l'industrie nucléaire, la production de déchets radioactifs Française est d'environ 1 kg par an et par habitant. Selon le «Réseau Sortir du Nucléaire», il faudrait multiplier par 50, 100 ou plus la quantité annoncée pour approcher de l'ordre de grandeur réel. Cette estimation s'appuie sur une autre définition du déchet radioactif, incluant des matières qui ne sont pas classées comme déchet au regard de la loi Française, matières nucléaires «valorisables», rejets radioactifs liquides et gazeux et résidus des mines d'uranium.

    Le réseau sortir du nucléaire est une association Française antinucléaire créée en 1997 à la suite de la fermeture du réacteur Superphénix. Début 2009, 842 associations ont rejoint le réseau, Réseau 1. Selon ce réseau, environ 21 000 particuliers ont signé sa charte, Réseau 2. L'association est financée exclusivement grâce aux cotisations de ses membres et aux dons, Réseau 3. En 2007, le réseau «Sortir du nucléaire» comptait 9 salariés, Réseau 4. Depuis 2005, le réseau est agréé par le Ministère de l'Écologie, de l'Énergie, du Développement durable et de l'Aménagement du territoire Français.

     

    Le choix du recyclage,

    Certains pays comme les U.S.A., le Canada, la Suède et la Finlande ont choisit l'option du cycle ouvert par opposition au cycle avec retraitement conduisant à des déchets ultimes. Il en résulte que les déchets produits sont considéré comme les derniers pour ces pays et qu'il faut stocker. La France, la Grande Bretagne, la Russie, le Japon ont fait le choix du cycle fermé.

    Pour bien comprendre ces choix il faut considérer que dans bien des domaines, l'intérêt supérieur de la Nation offre aux militaires la primeur des découvertes scientifiques et des innovations techniques, et comme on dit aux militaires le choix des armes. La maîtrise technique du traitement des déchets radioactifs à été acquise dans le cadre du développement de l'arme atomique.

    La décision de traiter le combustible civil fut prise sur le plan énergétique après le, premier choc pétrolier, ou les réserves d'uranium étaient supposées s'épuiser vers 2010. Dans les années soixante dix, les pays pauvres en matières premières comme la France ont mis en place une stratégie industrielle en matière d'approvisionnement pour leur indépendance énergétique. Cette raison est encore valable aujourd'hui.

    L'intérêt du retraitement est sans aucun doute la réduction des déchets ultimes du cycle de combustion mais aussi la récupération de la fraction de 95% encore valorisable du combustible uranium, et seulement 1 % de plutonium d'un combustible irradié. C'est donc un gain non seulement énergétique mais aussi massique de la quantité de déchets. On attribue également au retraitement la diminution considérable de la toxicité des déchets de plus de 90% de la radioactivité résiduelle du combustible usé.

    Depuis plusieurs années, la France intègre une partie du plutonium dans des combustibles MOX afin de le bruler en réacteur. Mais le parc actuel de réacteurs à eau pressurisée n'a pas été conçu pour cela, et le stock de plutonium continue de croître régulièrement. Les recherches dans le monde nous montrent deux voies possibles celle qui nécessite un parc de réacteurs adaptés, qui ne peut voir le jour avant trente ou quarante ans, et celle qui oblige à une solution d'attente en tant que déchets comme c'est le cas pour les produits de fission en actimides mineurs confinés dans des verres.

    Le combustible MOX.

    C'est un combustible nucléaire fabriqué à partir du plutonium et de l'uranium appauvri. Le terme MOX est l'abréviation de, «Mélange d'OXydes». Le combustible MOX contient les oxydes d'uranium (UO2) et de plutonium (PuO2). Un tel combustible contient 8,5% de plutonium, il est fabriqué à l'usine Mélox sur le site de Marcoule dans le Gard. Un réacteur dont le cœur est composé de 30% d'assemblage MOX et de 70% d'assemblages standard d'oxyde d'uranium ne produit pas au final de plutonium alors qu'un réacteur composé uniquement d'uranium standard en produit 200 kg par an. Cette solution mise en œuvre en France depuis la fin des années quatre vingt dix permet une économie dans le bilan de matière de quinze tonnes de plutonium par an. En outre quand on sait que le plutonium 239 a une période d'activité radioactive de radionucléides qu'il contient de 24.110 ans ce qui signifie qu'à l'issue de cette période, la moitié seulement des atomes de plutonium auront disparus en se transformant en d'autres éléments. On a tout intérêt à en réduire la production.

    Mais c'est surtout sa très forte toxicité qui rend le plutonium particulièrement dangereux quand il pénètre dans un organisme vivant soit par ingestion, soit par inhalation, soit encore par une blessure de la peau. En cas de contamination interne, la radiotoxicité du plutonium ne se répartit pas de façon uniforme au sein de l'organisme mais se concentre sur quelques organes, les poumons, le foie et le squelette. Comme tous les métaux lourds, le plutonium présente aussi une forte toxicité chimique qui agit, elle aussi, sur certains organes, reins, système nerveux, ....

    Le bilan du retraitement.

    EDF décharge chaque année de son parc nucléaire environ 1 150 tonnes de combustible irradié, dont 1 050 tonnes d’oxyde d’uranium (UOX) et 100 tonnes de MOX. EDF fait retraiter chaque année à La Hague, l’usine de retraitement Française, 850 tonnes d’UOX et fabriquer à Marcoule, l’usine de production de combustible MOX, 100 tonnes de ce combustible. Entre 16 et 18 réacteurs, sur 20 autorisés, tous de puissance 900 MWe, sont en moyenne chargés en combustible MOX dans une proportion maximale de 30 %. Parmi la liste des arguments favorables au retraitement il faut évoquer le coût et l'emploi.

    Réutilisation de l'uranium et du plutonium.

    Loin de se résorber, le stock de plutonium séparé a commencé à croître avec l’introduction de MOX dans le parc, et progresse parallèlement depuis, voir le graphe ci-dessous. Le stock Français de plutonium séparé et non réutilisé en réacteur atteignait 47 tonnes fin 2001 (auxquelles s’ajoutent 33,5 tonnes de plutonium étranger). Le stock d’uranium issu du retraitement, dont l’inventaire n’est pas connu, augmente régulièrement lui aussi. L’évaluation du bilan matières du parc nucléaire actuel sur l’ensemble de sa durée de vie montre que la stratégie retraitement et MOX ne réduit que de 20 % la quantité de plutonium finalement accumulée.

     

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    Source, étude économique prospective de la filière électrique nucléaire, Rapport au Premier Ministre, 2000.
    EDF et Areva ont conclu en septembre 2001 un protocole d’accord portant sur 5 250 tonnes pour 2001-2007, alors que
    6 900 tonnes de combustibles EDF étaient déjà entreposées dans les piscines de La Hague.

    Coté inconvénients, de la gestion du plutonium, cette question est a imputer à la filière du nucléaire dans sa totalité qu'au retraitement du combustible en particulier. Sur le plan stratégique, qui ne peut être dissocié de l'utilisation civile, le plutonium, celui séparé du retraitement, peut être utilisé pour produire des armes nucléaires, et la réduction des stocks constitue une étape essentielle vers la non prolifération. C'est du reste, l'argument principal du gouvernement Américain pour justifier sa politique de stockage direct des combustibles usés. Développement durable et non prolifération des volets inconciliables de la question posée par la production de plutonium. Les politiques évoluent et les États-Unis sont en train de réviser leur stratégie

    Il est bien évident qu'il faut du plutonium pour produire des armes de destruction massives de sorte qu'il vaut mieux le stocker que de le retraiter. D'autres inconvénients résultent des risques liés à la manipulation de produits chimiques et radioactifs dangereux. Les rejets d'effluents en mer et dans l'atmosphère, iode 129, kripton 85, tritium, carbone 14, ruthénium 106 entres autres, mêmes s'ils entrainent un impact radiologique négligeable sur l'environnement, n'en sont pas moins l'objet de vives critiques. A l'encontre de cette remarque, il faut souligner que si les combustibles n'étaient pas traités, ces mêmes isotopes demeureraient au sein des combustibles usés, et la gestion à long termes de ces derniers serait posée. L'usine de Rokashomura au Japon qui est sur le point de démarrer a prévu une série de dispositifs pour éliminer ces déchets.

    Au final, quelle opinion peut-on avoir sur le retraitement des combustibles ? Dans la pratique, les éléments récupérés pour leur pouvoir énergétique sont peu utilisés.

    Le bilan du retraitement des déchets.

    Le bilan du retraitement des déchets doit prendre en compte d’autres catégories de déchets créées par cette stratégie,

    • les combustibles usés non retraités, officiellement en attente d’un retraitement «différé»

    • les MOX irradiés, beaucoup plus chauds que les combustibles classiques, qui pourraient nécessiter 150 ans de refroidissement, contre 50 ans, avant un éventuel stockage géologique,

    • les matières nucléaires non réutilisées, officiellement en attente d’un recyclage, dont les stocks ne cessent d’augmenter

    • les déchets secondaires, éléments métalliques des assemblages combustibles, résidus de traitement, etc..., pour la plupart de moyenne activité à vie longue,

    • les déchets issus du démantèlement des installations de retraitement.

    Pour concentrer le volume des déchets les plus actifs, le retraitement multiplie les catégories de déchets avérés ou potentiels, le volume global des déchets à vie longue et des ouvrages de stockage associés peut être supérieur au volume nécessaire pour le stockage direct des combustibles usés.

    Bilan économique.

    La doctrine du retraitement, établie dans les années soixante-dix, reposait sur une prévision de tension sur les prix de l’uranium qui ne s’est pas confirmée. Malgré son contenu énergétique, le plutonium a aujourd’hui une valeur économique négative,

    EDF paie le service de retraitement mais accorde dans ses comptes une valeur nulle à son stock de plutonium.

    La stratégie de retraitement + MOX représente un surcoût de 145 millions d’euros environ par tonne de plutonium «évitée» dans l’inventaire final des déchets, pour le parc nucléaire actuel, un arrêt du retraitement en 2010 économiserait 12 % des dépenses qui restent à engager jusqu’à sa fin de vie.

    Risques et problèmes spécifiques,

    L’industrie du retraitement et du MOX, en multipliant les manipulations des matières issues des réacteurs, peut augmenter les risques associés. Elle est notamment mise en cause pour,

    • l’augmentation des risques de prolifération,

    • les rejets radioactifs des installations de retraitement, plusieurs milliers de fois supérieurs à ceux d’une centrale nucléaire,

    • les problèmes de sécurité, liés à la concentration de matières nucléaires sur les sites du retraitement ou à la répétition des transports, notamment de plutonium, éléments tirés de la référence le retraitement et la filière MOX, ici.

    En conclusion,

    Il apparait que le retraitement des déchets avait son utilité dans le cas prévisionnel d'un déficit en uranium or, il se trouve que n'étant plus le cas, le gain potentiel en énergie eu égard à son coût et à l'accroissement du stock de plutonium après retraitement des déchets ultimes, n'apporte pas de solution satisfaisante, pour les déchets, par rapport à un cycle sans retraitement puisque la stratégie retraitement et MOX ne réduit que de 20 % la quantité de plutonium finalement accumulée.

    On voit qu'il est difficile de se faire une opinion claire voire précise sur le retraitement. Si au départ il semblait prometteur pour remédier au manque éventuel d'uranium, et à la réduction du plutonium des déchets primaires, il n'en serait plus le cas, en fait il se dégage des différentes expériences une attitude sibylline.

    Le prochain dossier sera la classification des déchets.

  • Les déchets nucléaires, dossier,

    quel avenir ?

     

    Le Monde.fr publie un article le 24 juin 2009 que faire des 250.000 tonnes de nos déchets nucléaires ? Vaste question que l'on se pose depuis bien longtemps et qui n'a pas de solution satisfaisante pour beaucoup d'entre nous, mais connaissons nous bien le problème ?

    Introduction.

    On sait qu'il y a deux politiques qui s'affrontent, l'une pro-nucléaire pour l'acceptation de l'énergie nucléaire avec ses risques potentiels et l'autre anti-nucléaire refusant le développement de cette énergie pour les mêmes risques, mais sans proposer de réponse pour d'autres formes d'énergie de potentialité aussi importante.

    Certes, des énergies alternatives nous n'en manquons pas que ce soit celle de l'eau que nous utilisons déjà, celle du vent captée et transformée par les éoliennes et celle du soleil captée et transformée en chaleur ou directement convertie en électricité, la géothermie utilisant la chaleur contenue dans le sol comme appoint dans le chauffage domestique. Mais ces énergies alternatives dont il convient d'en favoriser le développement, et que l'on pourrait qualifier de propres et énergiquement indéniables, et qui en elles comportent toutes de inconvénients bruits réchauffement de l'atmosphère etc..., on peut tout trouver, mais eu égard à celles dérivées du pétrole du gaz et du charbon, n'apparaissent pas suffisantes pour le besoin de notre économie qui consomme de plus en plus d'électricité.

    Quand l'on sait que la chaleur dégagée par la radioactivité de l'uranium par exemple produit environ 16000 fois plus d'énergie que celle du charbon. Un choix politique devenait donc indispensable eu égard à une politique énergétique devant faire face à une demande toujours accrue pour notre économie, mais aussi à l'épuisement futur des énergies dérivées du pétrole et du gaz qui sont pour le moment les plus utilisées, et les plus polluantes.

    Fallait-il ne rien faire ?

    C'est dans les années 1950 que les premiers programmes de construction des centrales nucléaires de puissance sont lancés en Union Soviétique, aux États-Unis, en Grande Bretagne et en France. Afin de fixer les idées quelques capacités calorifiques sont données dans le tableau suivant :

    img709.1250602172.jpgLe rendement énergétique de l'uranium est effectivement très intéressant, 1 gramme de matière fissile permet de produire 24 GWh, soit l’équivalent de 2 tonnes de pétrole.

    Une centrale nucléaire de 1000 MWe consomme l'équivalent de 3.1 millions de tonnes de charbon chaque année mais seulement 24 tonnes d'uranium (dioxyde d'uranium-238 enrichi à environ 4% d'uranium-235). Cette quantité nécessite le traitement d'un peu plus de 200 tonnes d'uranium naturel extraits d'environ 25 à 100000 tonnes de minerais d'uranium.

    Seulement, si l'énergie nucléaire apporte des rendements énergétiques 10.000 fois supérieurs au pétrole brut par exemple, elle n'est pas sans problème de par les déchets qu'elle produit dont l'action sur l'humain est obscure, sournoise, secrète, elle est dangereuse car si on sait la domestiquer pour en faire de l'électricité, on ne sait pas comment faire dans le cas d'un accident important genre Tchernobyl, mais aussi on ne sait pas traiter la radioactivité de tous les déchets pour la rendre inopérante sachant que celle du plutonium, par exemple, a une durée de vie de 24.000 ans, ce qui correspond à la toxicité des radionucléides qu'il contient.

    24.000 ans comment serons nous à cette époque si nous existons encore ?

    Alors on dit que l'on laisse pour les générations futures un danger dont on ne connait pas son importance, c'est vrai et pas vrai à la fois, dans la mesure ou nous avons l'obligation permanente de surveiller ces déchets entreposés, c'est à dire de maîtriser leur évolution au cours du temps, c'est un peu ce que je vais développer dans ces dossiers.

    img705.1250326309.jpgPour bien comprendre ce problème, que je n'ai la prétention de vouloir tout expliquer, mais seulement d'éclairer le sujet et pour cela je me suis documenté en consultant le livre de Stéphane Gin directeur du laboratoire d'études et du comportement à long terme des matériaux de conditionnement au C.E.A. sur «Les déchets nucléaires, quel avenir», et en faisant des recherches sur la toile sur les sites du C.E.A, de Futura-Sciences, de la Société Française d'Énergie Nucléaire, et du C.N.R.S, de Wikipédia et bien d'autres de moindre importance.

    Pour cette étude il convenait eu égard à l'importance du sujet, tant scientifique, économique et politique de se rapporter à des références sérieuses, il y va de la vie des Français, et ils doivent comprendre.

    Généralités,

    Le cycle du combustible nucléaire commence par l'extraction de l'uranium naturel à ciel ouvert ou dans des mines souterraines, l'exploitation des gisements d'uranium s'effectue selon les méthodes classiques utilisées dans les installations minières. La présence de radioactivité nécessite cependant des mesures de protection visant à diminuer l'irradiation et à réduire les concentrations de poussières et de radon (gaz radioactif), notamment systèmes d'arrosage et ventilation permanente.

    Après avoir exploité plusieurs gisements (Forez, Vendée, Limousin, Hérault) la France assure aujourd'hui par des importations l'essentiel de son approvisionnement en uranium. Cogema possède des parts et est parfois l'opérateur de certaines mines d'uranium à l'étranger (Canada, Gabon, Niger). La teneur en uranium des minerais est en général assez faible, de l'ordre de 1 à 5 kg par tonne.

    C'est pourquoi le minerai est concentré dans des installations implantées à proximité immédiate des mines. Après une série d'opérations physiques et chimiques on obtient un concentré ayant l'aspect d'une poudre jaune appelée «yellow cake» dont la teneur en uranium est d'environ 75%.

    Le «yellow cake» n'a pas un degré de pureté nucléaire suffisant ni la forme chimique appropriée pour pouvoir être utilisé tel quel comme combustible dans le réacteur. Il est donc l'objet d'un traitement supplémentaire afin d'obtenir un composé chimique adapté. Dans l'uranium naturel, on trouve, en proportion constante, deux sortes d'atomes (ou isotopes), l'uranium 238 et l'uranium 235 qui constituent respectivement 99,3% et 0,7% du mélange. Seul l'uranium 235 est fissile. Certains réacteurs dans le monde sont conçus pour fonctionner avec un combustible comportant un taux d'uranium 235 supérieur à celui qui est contenu dans son état naturel. Il faut donc augmenter la teneur en isotopes 235 jusqu'à 3,5 à 4%.

    Divers procédé sont utilisés pour cette opération appelée enrichissement.

    Le cycle du combustible se poursuit après son enrichissement, par sa combustion en réacteur, son recyclage et s'achève par la production de déchets ultimes sous forme de produits de fission puisque toute combustion est imparfaite.

    La matière première de l'industrie nucléaire, l'uranium se trouve dans les régions du monde Canada, Australie, Afrique du Sud entres autres. Les réserves sont assimilées à 4 millions de tonnes ce qui représente 50 années d'utilisation. Il faut noter que le coût du kilowatheure dépend peu de celui de l'uranium contrairement à ceux fournis par le gaz, le charbon et le pétrole. Le schéma simplifié de la filière nucléaire est le suivant :

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    Le combustible nucléaire est le produit formé de matières fissiles comme l'uranium, le plutonium.... qui fournit son énergie potentielle dans un réacteur nucléaire dans une réaction en chaîne de fission nucléaire modérée et contrôlée, contrairement à celle d'une bombe atomique ou cette réaction s'effectue en une fraction de seconde dont on connait l'action dévastatrice de morts à grande échelle.

    Un réacteur nucléaire est une machine à produire de la chaleur qui sera utilisée à la production d'énergie mécanique, sous forme de vapeur utilisée dans des turbines pour la production d'électricité aux moyens d'alternateurs. Par rapport à la production classique d'origine thermique, le réacteur nucléaire est une chaudière produisant de la vapeur dans un circuit primaire dont le schéma peut être représenté par le réacteur à eau pressurisée de la figure ci-dessous.

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    Schéma de fonctionnement d'un Réacteur à Eau sous Pression référence société Française d'énergie nucléaire, ici.

    Le circuit primaire,

    pour extraire la chaleur seul l'isotope 235 de l'uranium est légèrement enrichi jusqu'à une teneur de 3,5% à 4% environ. Ce taux résulte d'un compromis entre la maîtrise d'une réaction en chaîne et de la longévité du combustible dans le réacteur. Le procédé d'enrichissement comprend deux techniques principales la diffusion gazeuse et l'ultracentrifugation.

    La diffusion gazeuse.

    Le principe consiste à envoyer de l'hexafluorure d'uranium (YF6), à l'état gazeux, à travers de fines membranes percées de milliards de pores. La molécule d'uranium 235, plus légère et plus rapide, franchit plus souvent la barrière que la molécule d'uranium 238. Répétée des milliers de fois, à travers une succession de récipients cylindriques formant la «cascade de diffusion», l'opération permet d'obtenir de l'hexafluorure d'uranium «riche» d'uranium 235 dans la proportion souhaitée.

    L'ultracentrifugation.

    Procédé d'enrichissement utilisé à moins grande échelle qui consiste à utiliser la force centrifuge pour séparer, compte tenu de leur masse différente, les isotopes 238 et 235 de l'uranium. Par ailleurs, des recherches ont été engagées, principalement aux États-Unis, en France et au Japon sur un procédé d'enrichissement par laser.

    L'uranium enrichit subit ensuite des transformations pour l'amener sous forme d'oxyde, puis pour en faire des pastilles qui seront ensuite introduites dans des tubes de zirconium pour constituer des crayons de combustible.

    Un réacteur de 900 MWe, (1 MWe= un million de watts électriques) se verra doté de 11 millions de plaquettes de 0,5 cm3chacune pour une masse totale d'environ 70 tonnes d'oxyde d'uranium. Chaque pastille représente environ une source d'énergie de 2,5 tonnes de charbon. Ces crayons de zirconium sont réunis et maintenus avec des grilles pour former des assemblages. Placés dans une cuve en acier remplie d'eau, ils forment le cœur du réacteur. Ils sont le siège de la réaction en chaîne, qui les porte à haute température. L'eau de la cuve s'échauffe à leur contact (plus de 300°C). Elle est maintenue sous pression, ce qui l'empêche de bouillir, et circule dans un circuit fermé appelé circuit primaire.

    Le passage en réacteur est en moyenne de quatre années durée pendant laquelle la fission contrôlée transforme l'uranium 235 en éléments plus légers.

    A l'issue de son passage en réacteur le combustible présente encore un potentiel énergétique considérable avec environ 1% de plutonium et 95% d'uranium qui est difficilement utilisable. Les déchets proprement dits ne représentent environ que 4% de la masse du combustible. Avant d'être traité le combustible irradié est entreposé en piscine pendant deux années minimum pour que les radionucléides à vie courte s'éteignent.

    Une fois calmé le combustible est traité à l'usine de retraitement de la Hague. Ce retraitement consiste en premier à cisailler les gaines, puis à dissoudre le combustible dans une solution très concentrée d'acide nitrique pour en extraire le plutonium et l'uranium au moyen de molécules spécifiques. L'usine de la Hague traite en moyenne 850 tonnes de combustible Français sur le 1.200 tonnes annuelles.

    Le cœur du réacteur,

    une cuve d'une hauteur 13,66 m, diamètre 4,95 m, épaisseur 23 cm, en acier spécialement traité, abrite le cœur du réacteur formé par les assemblages combustibles contenant l'uranium.

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    Le circuit secondaire,

    l'eau du circuit primaire transmet sa chaleur par ce que l'on appelle un échangeur à l'eau circulant dans un autre circuit fermé, le circuit secondaire. Cet échange de chaleur s'effectue par l'intermédiaire d'un générateur de vapeur. Au contact des tubes parcourus par l'eau du circuit primaire, l'eau du circuit secondaire s'échauffe à son tour et se transforme en vapeur. Cette vapeur fait tourner la turbine entraînant l'alternateur qui produit l'électricité. Après son passage dans la turbine, la vapeur est refroidie, retransformée en eau et renvoyée vers le générateur de vapeur pour un nouveau cycle.

    Le circuit de refroidissement,

    pour que le système fonctionne en continu, il faut assurer son refroidissement. C'est le but d'un troisième circuit indépendant des deux autres, le circuit de refroidissement. Sa fonction est de condenser la vapeur sortant de la turbine. Pour cela est aménagé un condenseur, appareil formé de milliers de tubes dans lesquels circule de l'eau froide prélevée à une source extérieure, rivière ou mer ou envoyée dans des aéroréfrigérants. Au contact de ces tubes, la vapeur se condense pour se transformer en eau. Quant à l'eau du condenseur, elle est rejetée, légèrement échauffée, à la source d'où elle provient. Si le débit de la rivière est trop faible, ou si l'on veut limiter son échauffement, on utilise des tours de refroidissement, ou aéroréfrigérants. L'eau échauffée provenant du condenseur, répartie à la base de la tour, est refroidie par le courant d'air qui monte dans la tour. L'essentiel de cette eau retourne vers le condenseur, une petite partie s'évapore dans l'atmosphère, ce qui provoque ces panaches blancs caractéristiques des centrales thermiques et nucléaires.

    Les aéroréfrigérants atmosphériques de la tranche 2 de la centrale de Civaux (EDF - Photo : Claude PAUQUET)

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    Dans un aéroréfrigérant l'air s'engouffre à sa base et sa vitesse s'accélère par le phénomène de col donné par sa forme en hyperboloïde de révolution à une nappe, cette accélération de l'air consécutive de la différence de niveau due à la hauteur de l'aéroréfrigérant fait qu'elle se refroidie apportant ainsi une source froide permettant une détente thermique maximale de la vapeur dans la turbine. Les aéroréfrigérants sont utilisés principalement lorsque qu'il n'y a pas de cours d'eau à proximité de la centrale.

    Le prochain article portera sur la gestion des déchets radioactifs.

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