Déchet radioactif

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Production de déchets de la filière électronucléaire
Production de déchets de la filière électronucléaire

Un déchet radioactif est une matière radioactive non valorisable qui est classifiée comme déchet.

La plus grande partie des déchets radioactifs provient des usages civils de l'énergie nucléaire, notamment de l'industrie électronucléaire qui utilise et génère des matières radioactives dans les différentes étapes du cycle du combustible nucléaire. Les déchets radioactifs proviennent également de la médecine nucléaire, d'industries non nucléaires (extraction des terres rares par exemple), de l'utilisation passée d'éléments radioactifs dans l'industrie classique (paratonnerres à l'américium, peinture au tritium, etc.) ou encore des usages militaires de l'énergie nucléaire (fabrication d'armes atomiques en particulier).

Sommaire

[modifier] Nature et classification

[modifier] Définition

Selon la définition de l'AIEA , est considéré comme déchet radioactif « toute matière pour laquelle aucune utilisation n'est prévue, et qui contient des radionucléides en concentrations supérieures aux valeurs que les autorités compétentes considèrent comme admissibles dans des matériaux propres à une utilisation sans contrôle ».

En France, selon la définition de la loi, un déchet radioactif est une matière radioactive ne pouvant être réutilisée ou retraitée (dans les conditions techniques et économiques du moment).

[modifier] Classification

Le système de classification des déchets radioactifs ne dépend pas directement de la façon dont sont générés les déchets. Ils sont classés notamment selon les deux critères suivants :

  • la durée de leur activité radioactive, qui peut-être calculé à partir de leur période radioactive et qui définit la durée de nuisance
  • le niveau de radioactivité, qui conditionne la dangerosité des produits.

D'autres critères de classification font intervenir la dangerosité chimique et la nature physico-chimique des déchets.

A partir des critères internationalement reconnus, différents types de déchets ont été défini par l'Autorité de Sûreté Nucléaire, chacun nécessitant une gestion différente :

  • les déchets de haute activité (HA) et les déchets de moyenne activité et à vie longue (MAVL) : ce sont principalement les déchets issus du cœur du réacteur, hautement radioactifs pendant des centaines de milliers, voire millions d'années.
  • les déchets de faible et moyenne activité à vie courte (FMA-VC) : ce sont principalement les déchets technologiques (gants, combinaisons, outils, etc.) qui ont été contaminés pendant leur utilisation en centrale ou dans une installation du cycle. Leur nocivité ne dépasse pas 300 ans.
  • les déchets de très faible activité (TFA) : ce sont principalement des matériaux activés provenant du démantèlement de sites nucléaires : ferraille, gravats, béton... Ils sont peu radioactifs mais les volumes attendus sont plus importants que ceux des autres catégories.
  • les déchets de faible activité à vie longue (FA-VL) : ce sont principalement des déchets radifères et les déchets graphites. Les déchets radifères sont issus de l’industrie du radium et de ses dérivés, mais aussi de l'extraction des terres rares.

[modifier] Production

[modifier] Résidus de la production électronucléaire

[modifier] Définitions - Propos liminaires

Avant d'en donner une description détaillée, il importe de bien préciser ce que revêt le terme de "déchet" dans la filière électronucléaire . En effet les combustibles déchargés des réacteurs électrogènes ne sont pas à proprement parler des déchets puisque:

  • de l'uranium est encore contenu dans ces combustibles (principalement de l' uranium 238 mais il y a aussi de l' uranium 235 et de l' uranium 236)
  • ainsi que du plutonium formé (principalement du plutonium 239 mais aussi 240 et 241)

Ces matières valorisables sont récupérées dans les usines de retraitement des combustibles (cf plus loin "séparation/retraitement") pour être utilisés ensuite comme combustible. Seuls les autres corps présents dans les combustibles irradiés retirés des réacteurs sont considérés a priori comme déchets et leur composition est détaillée par la suite du présent article.

Ceci correspond aux propos du spécialiste Christophe de Reyff (Office fédéral de l'énergie suisse, publication Le Temps, Genève, 5.12.2007), les résidus nucléaires (barres de combustible considérées actuellement comme usagées) ne sont pas des déchets. En effet, des réacteurs à neutrons rapides de 4ème ou 5ème génération pourront rendre les noyaux énergétiquement inexploités (essentiellement les noyaux dits fertiles - comme U238) fissiles (comme Pu239) et donc exploitables. Ainsi la plus grande partie de l'uranium naturel pourra être fissionné en réacteur alors même que sans la mise en oeuvre de ces réacteurs seule une proportion voisine de 1,2 à 1,3 % le serait ( soit donc grossièrement une valeur un peu inférieure au double de la teneur naturelle en uranium 235).

Le facteur multiplicatif ainsi apporté par les réacteurs de 4 ème génération (dits aussi réacteurs rapides), par rapport aux actuels réacteurs à eau, est de l'ordre de 30 à 50, il est inférieur au facteur 140 correspondant à la proportion (=1/140) d'uranium 235 dans l'uranium naturel pour les 3 raisons majeures suivantes:

  • d'une part même sans la mise en oeuvre des réacteurs de la 4ème génération une bonne quantité de plutonium formé dans les réacteurs à eau actuels peut être fissionnée comme évoqué ci-dessus (c' est ce qu'on appelle le combustible MOX = Mélange d'OXydes) ce qui peremet d'atteindre les 1,2 à 1,3 % d'uranium fissionné et non pas seulement 0,7 %
  • d'autre part le fonctionnement des réacteurs conduit à la formation de gros atomes non commodément utilisables directement: les actinides mineurs qui dégradent un peu le bilan
  • d'autre part le cycle du combustible avec des retraitements successifs conduit fatalement à des pertes d'uranium et/ou de plutonium qui se trouvent mélangés aux déchets destinés à la vitrification, il n' est donc pas possible d'espérer en l'état actuel des technologies fissionner l'intégralité des atomes d'uranium extraits du minerai

[modifier] Prospective à long terme

A long terme, un facteur multiplicatif, vraisemblablement encore supérieur, sera apporté par les réacteurs de 4ème génération+ (RN4+ ou 5ème génération RN5) mais dans l'état actuel des développements il ne peut être raisonnablement estimé: tout va dépendre des techniques adoptées, par exemple si l'on fait recours à une onde de combustion nucléaire en première étape, ou en 2ème étape à un réacteur à sels fondus, véritable usine de retraitement itératif ET D'EXPLOITATION intégrée (donc potentiellement SANS PERTES). La remarque fondamentale et réitérée de M. De Reyff (publication Le Temps, 21.12.2007) est qu'à l'aide de ces techniques nous aurons nettement moins de soucis de combustible à moyen terme, que nous pourrons réutiliser très longtemps celui que nous avons déjà, sans en racheter d'autre, sans générer un kg de déchets nucléaires supplémentaires. Le prix de l'énergie électrique qu'on pourra en tirer mène le kg de résidus nucléaires à des dizaines de fois la valeur de l'or ! A l'aide d'une usine de retraitement et exploitation de RN4+, on pourra d'ailleurs faire en sorte de ne plus produire le moindre déchet final de demi-vie supérieure à quelques siècles ou même décennies. Que dans le cadre du traité Forum International Génération IV les experts veuillent bien continuer la réflexion sur les réacteurs du futur !

Il va donc sans dire que la mise au stockage géologique profond ne se justifie que pour les produits de fissions définitivement non valorisables et éventuellement pour les actinides mineurs. Les autres gros atomes dont prioritairement l' uranium et le plutonium doivent être séparés et conservés pour être utilisés comme combustible dans les réacteurs du futur

[modifier] Produits de fission

Icône de détail Article détaillé : Produits de fission.

[modifier] Actinides mineurs

Lors de l'irradiation en réacteur, les atomes d'uranium (notamment l'isotope 238) du combustible peuvent capturer un neutron sans subir de fission. Ces captures, souvent suivies de décroissance radioactive béta, conduisent à une augmentation du numéro atomique. Il se forme alors des transuraniens : du plutonium et des actinides mineurs (neptunium – américium – curium). La qualification de mineurs rend compte du fait que ces éléments sont présents en bien moins grandes proportions que les actinides majeurs : uranium et plutonium.

Les actinides mineurs à vie moyenne constituent environ 35 % du total :

  • L’américium 241 (période 458 ans) pour environ 32 % du total des AMin formés,
  • Le curium 244 (période 17,6 ans) pour environ 3,1 % du total des AMin formés,
  • L’américium 242 métastable (période 152 ans) pour environ 0,1 % du total des AMin formés.

Ces éléments contribuent fortement au dégagement thermique du combustible irradié. Ils sont radioactifs alpha et émettent donc de l'hélium.

D’autre part les AMin à vie longue pour environ 65 % du total qui sont les suivants :

  • Le neptunium 237 émetteur alpha de période 2,14 millions d’ années pour environ 50 % du total des AMin formés
  • L’américium 243 émetteur alpha de période 7 370 ans pour environ 14,5 % du total des AMin formés,
  • Le curium 245 émetteur alpha de période 9 300 ans pour environ 0,17 % du total des AMin formés,
  • Le curium 246 émetteur alpha de période 5 500 ans pour environ 0,03  % du total des AMin formés.

D'une façon générale les AMin représentent les corps qui posent les problèmes principaux au niveau de stockage géologique pour les raisons suivantes:

  • émetteur alpha, donc forte toxicité si le corps entre dans la chaîne du vivant
  • dégagement de chaleur important; la plupart des émissions alpha des actinides le sont à une énergie élevée de l' ordre de 5,5 MeV
  • dégagement d' hélium potentiellement susceptible de dégrader la cohésion du verre de condionnement des déchets

[modifier] Déchets de la recherche

[modifier] Déchets du secteur médical

[modifier] Déchets de l'industrie non nucléaire

[modifier] Modes de gestion des déchets radioactifs

Plusieurs modes de gestion des déchets radioactifs sont mis en oeuvre selon la nature des déchets et selon les stratégies nationales.

[modifier] Séparation et traitement

Icône de détail Article détaillé : Retraitement nucléaire.

Le combustible usé en provenance des centrales électrogènes contient des déchets radioactifs et des matières valorisables -c'est-à-dire susceptibles de fournir de l'énergie dans un réacteur- éventuellement après un traitement physico-chimique.

La séparation consiste à trier les déchets des matières valorisables. Selon les stratégies de séparation et recyclage, les matières valorisables sont constituées du plutonium et/ou de l'uranium. Les déchets contiennent notamment les produits de fission et les actinides mineurs[1].

Une fois la séparation opérée, les déchets font l'objet d'un conditionnement afin de les stabiliser (pour les rendre non dispersables). Pour les déchets de haute activité (solution de produits de fission), ce conditionnement est par exemple la vitrification au sein d'une matrice inerte coulée dans un fût inox. Les déchets de moyenne activité (coques et embouts) peuvent être compactés (afin de réduire leur volume) puis placés dans des fûts métalliques. Les déchets du procédé de séparation en lui-même peuvent faire l'objet d'évacuation sous forme d'effluents liquides ou gazeux ou de conditionnement en attente pour stockage (compactage, cimentation, bituminage...).

Les matières valorisables sont traités afin de permettre leur ré-utilisation dans un réacteur.

[modifier] Stockage

[modifier] Stockage en surface

[modifier] Stockage à faible profondeur

[modifier] Stockage en couche géologique profonde

Article détaillé

La solution "nominale" actuelle pour le devenir des déchets radioactifs HAVL soit donc les PF et les AMin consiste à les stocker à grande profondeur (300 à 500 m) dans des galeries creusées dans une couche géologique stable, dense et -le plus possible - étanche ( granit, le tuff volcanique ou l'argile comme cela est prévu en France) On estime que le procédé de vitrification devrait être capable d'assurer le confinement des matières durant 10 000 ans, mais de toute façon les modèles de migrations des corps radioactifs ne font pas intervenir ce confinement "artificiel" (les conteneurs), seul la roche naturelle est considérée.

[modifier] Stockage en mer

Au cours des années 1950, une partie des déchets provenant des centrales nucléaires européennes et américaines ont été jetés à partir de navires dans l’Atlantique et entre les îles anglo-normandes et le cap de la Hague.

En effet, durant une première phase du développement de l’usage de l’énergie nucléaire a prévalu l’idée que la dispersion large dans l’environnement d’une partie des déchets radioactifs de faible activité pouvait être une solution pour le long terme.

Bien que cette option aît été fortement controversée au sein même de la communauté des ingénieurs du nucléaire et même durant sa mise en œuvre ; jusqu’en 1982, plus de 100 000 tonnes de déchets radioactifs ont été déversés dans des conteneurs en béton, au fond des océans –en atlantique principalement- par une douzaine de pays dont principalement :

  • L’Angleterre (76,55%),
  • La Suisse (9,64 %),
  • Les États-Unis (7,67%),
  • La Belgique (4,63%)
  • L’URSS..(proportion non connue).
  • La France (0,77 %) a cessé ces dépôts sous-marins en 1973

Certains conteneurs devaient rester étanches environ 500 ans (alors que les déchets sont actifs des milliers d’années)... délais nécessaire pour ramener leur activité à une valeur telle que leur dispersion dans la mer ne pose pas de problème. Cela étant une partie d'entre eux sont fissurés ou ouverts 29 ans après leur immersion.

A noter que ces déchets immergés ne représentaient nullement la totalité des déchets et qu'il n'a jamais été question que cette pratique critiquable soit la pratique nominale pour l'ensemble des déchets radioactifs.

Le 12 mai 1993, les parties contractantes de la Convention internationale de Londres ont voté l’interdiction définitive du déversement en mer de déchets radioactifs. Depuis, les déchets sont gérés dans la majorité des cas en centres de stockage.

[modifier] Entreposage

Icône de détail Article détaillé : Entreposage nucléaire.

[modifier] Evacuation spatiale

L' envoi des déchets radioactifs de type C (déchets HAVL = Haute Activité Vie Longue) ; c'est-à-dire les produits de fission (PF) et les actinides mineurs (AMin) dans l' espace (dans le Soleil a priori) est une possibilité quelquefois évoquée pour les éliminer de la biosphère.

Toutefois cette solution reste assez théorique pour les raisons suivantes:

  • Ceci ne pourrait éventuellement concerner que les PF et les AMin
  • Le prix est un obstacle majeur : une fusée Ariane V coûte 150 millions d'euros
  • La quantité: 340 tonnes/an (avec le conditionnement et les emballages) pour la seule France, bien plus que la capacité d'une fusée actuelle ( à titre d'exemple, la fusée Ariane V met 10 tonnes maximum en orbite solaire, soit 15 millions d'euros par tonne de déchets emballés et 34 lancements/an ); or aujourd'hui le coût du stockage profond géologique est de 150 000 euros par tonne, donc environ 100 fois moins cher
  • Le risque de voir les emballages retomber en cas d'incident après le lancement n'est pas négligeable, mais il y a surtout le risque de voir la fusée exploser au lancement et porter les conteneurs à très forte température : sur ce point on a évoqué le fait que l'on pourrait à long terme imaginer des fusées à ergol non capable d' exploser (fusée à eau vaporisée par chauffage laser depuis le sol)
  • La nécessité de trouver des orbites non encombrées capables de recevoir le train des déchets en question envoyés dans le Soleil (ou Mercure?) sachant qu'aujourd'hui l'encombrement de l'espace par des déchets de natures diverses pose déjà un problème

Néanmoins, certaines sondes spatiales emportent déjà avec elles du combustible pour leur procurer de l'énergie, à l'instar de Cassini, New Horizon et Ulysse. 50kg de plutonium (à 82% du Pu 238) sont donc dans l'espace, sans espoir de retour.

L'envoi de déchets dans l'espace (le Soleil) est une perspective lointaine, devant faire face à un certain nombre de difficultés, notamment liées au coût d'une telle entreprise.

[modifier] Stratégies nationales relatives aux déchets radioactifs

[modifier] Allemagne

La recherche d'un site de stockage géologique est en cours. Diverses expérimentations ont eu lieu à Gorleben (couche de sel), Konrad (mine de fer), Mine d'Asse.

[modifier] Australie

L'Australie a développé le Synroc pour contenir les déchets nucléaires. Le Synroc est une sorte de roche synthétique (Synthetic Rock), inventé en 1978 par le professeur Ted Ringwood de l'Australian National University. Cette technologie est utilisée par l'armée américaine pour confiner ses déchets.

http://www.arpansa.gov.au/ (Australian Radiation Protection and Nuclear Safety Agency, agence fédérale) Proposed National Radioactive Waste Repository (version archivée par Internet Archive)

[modifier] Belgique

Selon les estimations fondées sur les données disponibles au 1er janvier 2001, la quantité de déchets conditionnés que l'ONDRAF aura à gérer d'ici 2070 est estimée aux volumes suivants :

  • 70.500 m³ de déchets à faible activité et courte durée de vie ;
  • 8.900 m³ de déchets d'activité moyenne ;
  • de 2.100 à 4.700 m³ de déchets de haute et très haute activité.

Pour les déchets de faible activité, l'ONDRAF a étudié, avec des partenariats locaux, des projets de stockage en surface ou en couche géologique (Mol, Dessel, Fleurus). Après un vote du conseil communal de Fleurus qui a mis fin au processus de consultation engagé dans cette commune, le gouvernement a décidé le 23 juin 2006 de retenir la candidature de la commune de Dessel (Partenariat Stora).

Pour les déchets incompatibles avec un stockage en surface (longue durée de vie et haute activité), un stockage géologique dans une couche d'argile est à l'étude. Un laboratoire souterrain[2] existe à Mol depuis une vingtaine d'années. Le financement du stockage profond repose sur la distinction d’un coût fixe et d’un coût variable. Le coût variable est dû au moment de la production du déchet. En revanche, le coût fixe est financé, quelle que soit la quantité de déchets produite in fine, par le mécanisme de garantie contractuelle. Cette approche prudente assure, d’une part la capacité de financement de l’ensemble des déchets produits à date, d’autre part l’absence d’impact financier des déchets à produire.

[modifier] Canada

Depuis 1984, expérimentation dans le laboratoire du lac Bonnet (granit) qui devrait être bientôt fermé.

[modifier] États-Unis

Déchets radioactifs aux États-Unis
Déchets radioactifs aux États-Unis

De très nombreux sites de stockage en surface pour déchets de faible activité sont en opération aux États-Unis (voir carte).

Un stockage géologique dans une couche de sel (WIPP - Waste Isolation Pilot Plant) est en service depuis 1999 pour des déchets de moyenne activité d'origine militaire (Carlsbad - Nouveau Mexique).

Les États-Unis étudient la possibilité d'enfouissement définitif des combustibles usés (déchets fortement radioactifs ou à longue durée de vie) dans le tuf volcanique du site de Yucca Mountain (Nevada). Ce site pourrait recevoir 70 000 tonnes environ.

Aux États-Unis, le financement est réalisé à travers l’abondement d’un fond d’état par une redevance sur le prix de l’électricité. Ce mode de financement dé-responsabilise le producteur de déchet en en transférant la charge sur l’état. Dans ce cadre, l’état est garant du financement de la gestion des déchets.

[modifier] France

La loi française du 28 juin 2006 distingue les matières radioactives des déchets radioactifs. Les rejets d'effluents liquides et gazeux sont régis par des autorisations spécifiques. La gestion des résidus miniers, qui ne sont pas des déchets radioactifs mais relèvent du droit minier, est elle aussi encadrée par des normes de radioprotection du public. Dans le cadre de la stratégie de traitement des combustibles usés, l'uranium appauvri, l'uranium dit "de traitement" (ou de retraitement), le MOX usé, etc ne sont pas des déchets mais des matières valorisables.

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 : combustible usé (plutonium et uranium), uranium appauvri et résidus miniers. En ce qui concerne les déchets de haute activité, le processus de séparation sélective, via le traitement à La Hague, puis de vitrification produit des colis de déchets d'un volume de l'ordre de 100 m³ par an dans le cas français, avec une réduction d'un facteur de 5 au moins par rapport aux concepts à l'étude dans le cas du stockage direct des combustibles usés.

[modifier] Déchets de haute et moyenne activité à vie longue

Vitrification de déchets radioactifs
Vitrification de déchets radioactifs

Les déchets de haute activité sous forme chimique solide et stable (généralement des oxydes) sont bloqués dans une matrice vitreuse. Ils dégagent de la chaleur et sont donc entreposés dans des installations ventilées sur les sites de la Hague et de Marcoule.

La France n'a pas encore défini de mode de gestion de long terme pour les déchets à haute activité et à vie longue. La loi Bataille du 30 décembre 1991 a organisé les recherches jusqu'en 2006 pour étudier trois axes de recherche :

Le stockage en couche géologique profonde est étudié par l'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra). La loi du 28 juin 2006 confirme ce rôle de l'Andra et lui demande d'étudier la mise en service industriel d'un stockage réversible en couche géologique en 2025.

Jusqu'en 2006, les deux autres axes de recherche ont été confiés par la loi Bataille au CEA. La loi du 28 juin 2006 transfère à l'Andra la responsabilité des études sur l'entreposage.

[modifier] Déchets de faible et moyenne activité

Les déchets FMA sont destinés à être stockés en France sur un site de surface. Ils sont d'abord solidifiés pour éviter la dispersion de la radioactivité, puis enrobés de béton, de résine ou de bitume pour éviter toute possibilité de réaction chimique et bloquer le déchet dans son conteneur. Ils sont finalement placés dans des conteneurs métalliques ou en béton, de bonne résistance mécanique et manipulables sans dispositions particulières de radioprotection.

Les conteneurs sont stockés en surface dans deux sites de l'Andra, aménagés pour le stockage de ces déchets :

  • le Centre de stockage de la Manche situé sur la commune de Beaumont-Hague, qui a accueilli les colis de déchets à partir de 1969, et est rempli depuis 1994. Il est aujourd’hui en phase de surveillance ;
  • le Centre de stockage de l'Aube situé sur la commune de Soulaines-Dhuys, qui accueille depuis 1992 les déchets français pour environ 40 ans. Sa capacité de stockage est d'un million de mètres cubes, les fûts étant écrasés pour diminuer les volumes. Il est aujourd'hui en phase d'exploitation.

D'autres sites nucléaires français contiennent des déchets radioactifs de cette catégorie : Cadarache, Pierrelatte, etc.

[modifier] Déchets de très faible activité

Enlèvement de déchets TFA
Enlèvement de déchets TFA

Dans le cas des installations nucléaires, les notions de déchets à très faible activité et de zonage déchets sont issues de l'arrêté interministériel du 31 décembre 1999.[3]

Les déchets TFA, principalement issus du démantèlement, sont compactés et conditionnés en big-bags ou en caissons métalliques. Ils sont rangés dans des alvéoles creusés dans l'argile, dont le fond est aménagé pour recueillir d'éventuelles eaux infiltrées pendant toute la durée du stockage.

Depuis octobre 2003, certains colis de déchets TFA sont stockés en surface dans le centre de stockage de Morvilliers.

D'autres sites nucléaires détiennent ces déchets, notamment les centrales arrêtées de Brennilis et Superphénix.

[modifier] Déchets radifères et déchets graphites

Les déchets graphites sont essentiellement des déchets (non produits à l' heure présente) qui proviendront du démantèlement des premières centrales CEA et EDF (filière graphite gaz). Ces déchets sont peu actifs mais ont une durée de vie longue. Par ailleurs, les déchets radifères sont émetteurs de radon, ce qui implique des contraintes d'exploitation (ventilation notamment) au cours de leur traitement. L'étude du conditionnement des déchets radifères et graphites est en cours.

Il est envisagé de stocker ces déchets en subsurface (quelques mètres de profondeur sous le niveau naturel, implanté dans une formation argileuse de très faible perméabilité) ou en profondeur (ancien puits de mine par exemple).

En attendant, ces déchets sont entreposés sur place, notamment dans les réacteurs arrêtés de type Uranium Naturel Graphite Gaz de Chinon, Marcoule, Saint-Laurent et Bugey.

[modifier] Production et gestion des déchets radioactifs en France

[modifier] Producteurs et détenteurs de déchets radioactifs en France

La production de déchets radioactifs est majoritairement le fait de l'industrie électro-nucléaire, devant la recherche, l'armée et les industries non nucléaires : irradiation médicale, extraction minière, centrales à charbon, etc. Les déchets de haute activité à vie longue sont essentiellement produits par l'industrie électro-nucléaire.

En France : plus de 1000 sites sont répertoriés détenteurs de déchets radioactifs (incluant toutes les catégories décrites ci-avant). Ces déchets sont répartis sur les sites suivants :

  • Les dépôts : centres de stockage Andra, entreposages de l'industrie nucléaire ou de l'armée ;
  • les installations nucléaires en exploitation : centres d'études, centrales nucléaires, usines du cycle du combustible ;
  • les installations nucléaires qui ne sont plus en activité ;
  • les établissements de la Défense nationale : centres d'études, de production ou d'expérimentation de la force de dissuasion ;
  • les établissements utilisant des radionucléides : domaines médical, industriel et recherche ;
  • les établissements industriels manipulants ou ayant manipulé des matières radioactives.

Voir également Liste des sites de gestion des déchets radioactifs en France

[modifier] Principe de gestion des déchets radioactifs en France

La France n'a pas encore défini de mode de gestion pour tous les déchets. La loi Bataille du 30 décembre 1991 organisait les recherches jusqu'en 2006, année au cours de laquelle une nouvelle loi (28 juin) affirme la complémentarité de l'entreposage et du stockage en couche géologique profonde.

En application du principe pollueur-payeur, la gestion des déchets est de la responsabilité du producteur. En application de la circulaire DGS/SD 7 D/DHOS/E 4 n° 2001-323 du 9 juillet 2001, les déchets radioactifs font l'objet d'une demande d'enlèvement à l'IRSN (Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire). Pour permettre leur prise en charge, les demandes des producteurs de déchets sont accompagnées d'une description détaillée des caractéristiques du déchet lui-même et de son conditionnement.

L’Andra (Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs) conçoit et exploite les filières de stockage adaptées à chaque catégorie de déchets radioactifs. Cela se traduit par la collecte, le conditionnement, le stockage et la surveillance des déchets. Depuis la loi du 28 juin 2006, l'Andra a également en charge l'entreposage de longue durée. La gestion des déchets et des matières radioactives fait l'objet d'un plan national revu tous les trois ans : le plan national de gestion des matières et déchets radioactifs (PNGMDR).

[modifier] Aspects économiques de la gestion des déchets radioactifs en France

La Cour des comptes a rendu en janvier 2005 un rapport sur « le démantèlement des installations nucléaires et la gestion des déchets radioactifs ». Ce rapport s'intéresse notamment au financement de la gestion des déchets radioactifs. Les conclusions sont nuancées entre les trois grands producteurs de déchets français. La Cour des Comptes indique que EDF ne dispose à la date de remise du rapport que d'un « embryon d'actifs dédiés par rapport à la masse à financer ». Les financements du CEA montrent des lacunes, tandis qu'Areva semble anticiper correctement les charges futures.

En France, les déchets TFA et FMA-VC sont pris en charge par l’Andra dans des centres de stockage de surface. Les coûts de construction, d’exploitation et de fermeture de ces centres sont évalués par l’Andra, puis rapportés à la quantité de déchets stockés. Ces coûts sont ré-évalués périodiquement. Pour les déchets de très faible activité stockés dans le centre de stockage de Morvilliers, le coût s’élève à 270 euros par tonne [4]. Selon la Cour des Comptes, ce tarif pourrait s’élever dans le cas de la prise en charge de déchets de nature plus complexe. Les déchets de faible et moyenne activité à vie courte sont pris en charge dans les centres de la Manche jusqu’en 1994 et de l’Aube depuis. Les coûts de stockage sont en 2002 de 2 529 euros par mètre cube Les charges fixes représentent environ 80 % du coût total.

Le financement de la gestion de ces déchets est réalisé par un paiement du producteur de déchets à l’Andra au moment de la livraison du colis. Cependant, en vertu du respect du principe pollueur-payeur, l’Andra ne devient pas propriétaire du déchet. Au terme du contrat pluri-annuel, la ré-évaluation du coût du stockage conduit à une révision du coût au colis et si nécessaire à des paiements complémentaires pour les colis déjà transférés.

Le financement de la gestion des déchets à vie longue est réalisé à travers la constitution de provisions dédiées au sein des comptes des producteurs de déchets. Ce mode de financement permet de respecter pleinement le principe pollueur-payeur, mais fait reposer la garantie du financement sur les producteurs de déchets. Jusqu'en 2006, la vérification de l’adéquation entre le montant et la nature des provisions et le coût du stockage est réalisée par la Cour des Comptes. À ce titre, en 2005 elle publie un rapport avec les conclusions suivantes :

  • les sociétés du groupe Areva disposent d’un niveau d’actifs dédiés, que l’on peut estimer suffisant ;
  • EDF, du fait de son endettement, ne dispose que d’un embryon d’actifs dédiés par rapport à la masse à financer et tout repose sur sa capacité à disposer d’actifs suffisants ;
  • au CEA, deux fonds spécifiques ont été créés : un fonds pour les installations civiles par affectation d’une partie des dividendes et du capital d’Areva et un fonds pour les installations défense : le premier devra être ajusté aux besoins, tandis que le second est toujours en gestation.

La loi du 28 juin 2006 sur la gestion durable des matières et déchets radioactifs précise les modalités d'évaluation du coût du stockage, du montant des provisions à constituer par les producteurs de déchets ainsi que les moyens de contrôle. La réévaluation des provisions est réalisée tous les trois ans, avec une mise à jour annuelle si nécessaire. Le coût du stockage est évalué par l'Andra qui fournit une estimation au Ministre. La conversion de ce coût en provisions à passer au bilan des producteurs de déchets est réalisée par leurs commissaires aux comptes. Une Commission nationale d’évaluation du financement des charges de démantèlement des installations nucléaires de base et de gestion des combustibles usés et des déchets radioactifs est instituée par la loi du 28 juin 2006 avec la responsabilité d'assurer le contrôle des provisions des producteurs de déchets. La constitution du panel d'actifs dédié à la couverture des charges de démantèlement et de gestion des déchets radioactifs devra être réalisée dans un délai de 5 ans après la promulgation de la loi.

[modifier] Déchets radioactifs produits par la production d'électricité d'origine nucléaire en France

Liminaire important : On ne parle dans la suite de ce paragraphe que des déchets nés de la production d'électricité à partir de la fission de l'uranium ; ils représentent grossièrement 90 % de l' ensemble des déchets radioactifs produits en France.

Pour s'en tenir au cas de la France (la situation diffère assez peu d'un pays à l'autre lorsque l'énergie nucléaire sert à produire de l'électricité) on distingue trois grands groupes de déchets générés par la production d'électricité d'origine nucléaire :

  • Les déchets résultants directement du procédé de fission de l'atome proprement dit (dits aussi déchets de type C) ;
  • les déchets technologiques liés au procédé de fission de l'atome (dits aussi déchets de type B) ;
  • les autres déchets d'origine diverses (dits aussi déchets de type A).

[modifier] Déchets résultants directement de la fission d'atomes fissiles

On appelle aussi ces déchets déchets de type C.

La réaction nucléaire de fission de l'atome d'uranium 235 en chaîne génère :

  • d'une part, et principalement, les produits de fission (PF) qui constituent à la fois la partie principale et la plus dangereuse des déchets du procédés ;
  • d'autre part, et en quantité nettement moindre, un certain nombre de « gros atomes » non fissionnés (formés dans les réacteurs par capture de neutrons par les « gros atomes » qui s'y trouvent - les fissions « ratées » en quelque sorte) qu'on appelle les actinides mineurs (on les dits mineurs car
    • d'une part ils existent en quantité nettement moindre que l' uranium et le plutonium (les actinides majeurs)
    • d'autre part, on ne sait pas qu'en faire en l'état actuel des techniques).

En France, la quantité des déchets radioactifs « de procédé » - pour la production d'électricité - est la suivante :

  • produits de fission (PF) : quantité nette = 68 tonnes/an (1,1 g/an/habitant) ;
  • actinides mineurs (AMin) : quantité nette = 1,85 tonne/an (0,035 g/an/habitant).

Un fois conditionnés dans du verre et emballés la masse nette produite est grossièrement cinq fois supérieure, soit :

  • PF = 340 tonnes/an (5,5 g/an/habitant) ;
  • AMin = 9,3 tonnes/an (0,15 g/an/habitant).

Les volumes de PF et d'actinides varient entre 100 et 240 m³/an, selon les performances du procédé de vitrification et la taille des emballages, soit un maximum de 4 cm³/an/habitant .

Pour une même quantité d'énergie électrique produite, même si des progrès technologiques (augmentation du rendement thermodynamique des réacteurs ; transmutation des déchets en corps stables ; optimisation du conditionnement) sont possibles pour réduire un peu les quantités ci-dessus, les quantités de déchets du procédé strictement dit ne peuvent être significativement réduites ; les quantités « conditionnées emballées » peuvent sans doute l'être davantage mais sans doute pas au-delà d'un facteur deux ou trois par rapport aux quantités actuellement produites.

[modifier] Déchets « technologiques » directement liés au procédé de fission

Ces déchets, appelés aussi déchets de type B, sont généralement assez fortement radioactifs.

Il s'agit d'une façon générale de structures métalliques très fortement activées par le fait qu'elles se trouve à l'intérieur du cœur du réacteur ou à son voisinage direct, donc dans un flux neutronique trés intense lors du fonctionnement. Le volume total de ces déchets dans la situation finale de conditionnement (emballage définitif compris) est de l'ordre de 4500 m³/an (75 cm³/an/habitant) ; la masse, calculée avec une densité estimée de 2,5, est de 1800 tonnes/an (30 g/an/habitant). Bien que des efforts soient faits et faisables, il semble exclu qu'on puisse diviser par plus de trois à cinq ces quantités.

Les exemples types de ces déchets sont les tubes en zirconium, dans lesquels se trouve le combustible des centrales lorsqu'il est en réacteur, et les pieds et tête des éléments combustibles des centrales, réalisés typiquement en acier inoxydable.

Dans le cas de la France, l'acide nitrique utilisé à l'usine de La Hague dissout le combustible et la majorité des PF après passage des éléments combustible dans la cisaille de tête de l'usine (« hache paille »). Le zirconium des « coques » — morceaux des tubes de zirconium cisaillés, dont l'allure typique est celle d'un macaroni mal coupé — et l'acier inoxydable des embouts se trouvent ainsi séparés des PF et des atomes non fissionnés restant.

Actuellement, les coques sont mises en vrac dans des fûts et les embouts sont assez massifs, de sorte que le volume des coques et embouts est certainement du même ordre de grandeur, voire légèrement inférieur (un facteur 1,7 semble un maximum), que le volume des éléments combustibles avant cisaillage. Compte tenu de l'emballage, le volume total du déchet conditionné est sans doute légèrement supérieur au volume de l'assemblage combustible avant retraitement.

À plus long terme, on peut imaginer compacter par pressage, voire fusionner le zirconium, de façon à gagner fortement en volume. La question posée par le zirconum est compliquée par le fait que le zirconium 93, produit en faible quantité par activation des gaines mais également un peu par fission, est un produit radioactif à très longue durée de vie (1,53 million d'années).

[modifier] Autres déchets technologiques divers liés à l'exploitation des centrales et usines

Ces déchets, appelés également déchets de type A, sont constitués des produits chimiques, tenues de travail, outils, bétons ferrailles, etc. Très divers, certains sont très faiblement radioactifs mais se trouvent classées comme déchets parce qu'ils proviennent d'un site, d'un bâtiment ou d’un local réputé contenir de la radioactivité (on appelle cela le « zonage déchet » sur les sites nucléaires).

En France, le volume est actuellement de 15 000 m³/an (250 cm³/an/habitant), alors qu'il était du double il y a quelques années. La masse avoisine 56 400 tonnes/an, soit 940 g/an/habitant. Ces réductions de production ont été possibles en raison des gros efforts faits par EDF pour réduire le volume et la masse de ces déchets, mais il est difficile de fixer un seuil minimal. En outre, des ennuis d'exploitation peuvent augmenter transitoirement les quantités de déchets.

[modifier] Les produits de fission (PF) et actinides mineurs (AMin) générés dans les réacteurs nucléaires

[modifier] Quantités de produits de fission générés dans les réacteurs nucléaires électrogènes français (masses et volumes)

La quantité de PF produite par les réacteurs électrogènes français est de 1,06 gramme d'atomes lourds fissionnés (majoritairement de l'uranium 235). Cela représente en gros 1 MWjour de chaleur produite, soit environ 58 (tranches) x 1000 (MW en moyenne par tranche) * 3 (rendement = 0,33) * 365,25 (jours/an) x 1,06 = 67 628 000 grammes d'atomes lourds fissionnés, ce qui fait 68 tonnes de produits de fission par an (1,1 g/an/habitant).

Une fois conditionnés dans du verre et emballés en conteneur étanche en acier inoxydable en vue du stockage géologique, la masse totale produite est grossièrement six à sept fois supérieure, soit 440 tonnes/an (7,4 g /an/habitant). Cette estimation est majorante et d’autres évaluations plus précises donnent plutôt 4,5 g/an/habitant, conditionnement et emballage compris. Toutefois, l’ordre de grandeur est correct.

Sur la base d'une densité moyenne de trois, le volume correspondant est de 150 m³/an, soit 0,0025 dm³/an/habitant.

[modifier] Quantités d' actinides mineurs (AMin) produites dans les réacteurs nucléaires électrogènes français (masses et volumes)

Les actinides mineurs représentent grossièrement

  • en masse environ 2,8 % de l’ ensemble PF + AMin
  • en nombre d’ atomes formés environ 1,4% du total PF + AMin

Soit donc quantité nette = 0,028 * 68 = 1,85 tonne/an = 0,031 g/an/habitant

Un fois conditionnés dans du verre et emballés, la masse totale produite est grossièrement 6à7 fois supérieure soit donc :

Actinides mineurs conditionnés en vue du stockage géologique = 12,1 tonnes / an = 0,2 g/an/habitant

Le volume produit est confondu avec celui correspondant aux PF évoqué ci-dessus

[modifier] Volume des déchets

En France, le scénario privilégié en 2006 par EDF est le retraitement de l’ensemble des matières valorisables, à court terme sous la forme de MOX et d’URE (Uranium de REtraitement), à plus long terme dans des réacteurs nucléaires avancés soumis à R&D. Dans ce cadre, l’Andra produit l’inventaire des déchets à fin 2004.

Volume de déchets radioactifs à fin 2004 en m³ équivalent conditionné (France)[5]
Type de déchet Volume
HA-VL 1 851
MA-VL 45 518
FA-VL 47 124
FMA-VC 793 726 (dont 695 048 stockés)
TFA 144 498 (dont 16 644 stockés)
Sans catégorie 589
Total 1 033 306 (dont 711 692 stockés)

En France, l’inventaire de l’Andra évalue ces stocks (à fin 2004).

Volume de matières radioactives valorisables à fin 2004 (France)[6]
Type de matière Volume
Stock d’uranium appauvri issu des usines d’enrichissement 240 000 t
En-cours d’hexafluorure d’uranium dans les usines d’enrichissement 3 100 t
Combustible en utilisation dans les centrales EDF (tous types), en tonnes de métal lourd 4 955 t
Combustibles usés à l’oxyde d’uranium EDF en attente de traitement, en tonnes de métal lourd 10 700 t
Uranium de traitement enrichi (URE) 200 t
Mixtes Uranium - Plutonium (MOX) 700 t
Uranium de retraitement (part française EDF, AREVA, CEA) 18 000 t
Combustible du réacteur Superphénix (part française) 75 t
Combustible du réacteur EL4 de Brennilis (propriété CEA et EDF) 49 t
Plutonium non irradié, d’origine électronucléaire ou recherche (part française) 48,8 t
Combustibles de recherche du CEA civil 63 t
Combustibles de la Défense 35 t
Thorium (stocks du CEA et de RHODIA) 33 300 t
Matières en suspension (stock de RHODIA) 19 585 t

Les matières utilisées pour la fabrication des armes ou au titre de stocks stratégiques sont couvertes par le secret-défense. Elles ne sont donc pas recensés dans l’inventaire français réalisé par l’Andra.

[modifier] Finlande

  • Site d'expérimentation Onkalo,
  • Site granitique d'Olkiluoto.

[modifier] Japon

Deux laboratoires sont en cours de réalisation :

  • sur l'île de Honshū (géologie cristalline),
  • sur l'île d'Hokkaido (sédiments non argileux).

[modifier] Slovaquie

La Slovaquie dispose d’un fonds d’état pour le démantèlement des installations nucléaires et la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs. Ce fonds est alimenté par le propriétaire des centrales nucléaires qui verse chaque année 6,8 % du prix de vente de l’électricité commercialisée par les centrales et 350 000 Sk par MW de puissance électrique installée. Le ministère de l’Économie nationale est responsable du fonds. Le mode de calcul de la redevance conduit à une dépendance du montant de l’abondement annuel au prix de l’électricité.

[modifier] Suède

La solution retenue est celle du stockage géologique dans le granite. Des laboratoires souterrains existent (HRL de Aspo).

Un centre d'entreposage en subsurface est en service depuis 1985 (CLAB).

(sv) et (en) * http://www.skb.se/

[modifier] Suisse

Les cinq centrales nucléaires suisses produisent annuellement 700 kg de plutonium. En tout 87.000 m3 de déchets radioactifs devront être stockés une fois que les centrales existantes auront été démantelées. La Suisse a envoyé son combustible irradié dans les usines de retraitement de la Hague en France et de Sellafield en Angleterre jusqu'en 2006. Un moratoire de 10 ans a été voté depuis lors au Parlement suspendant l'exportation de déchets radioactifs pour le retraitement.

Le modèle suisse prévoit l'entreposage des déchets dans deux dépôts distincts selon qu'il s'agisse de déchets hautement radioactifs/déchets alpha-toxiques/éléments de combustible irradiés ou de déchets faiblement et moyennement radioactifs. Ils pourraient néanmoins être stockés dans un seul dépôt si un site s'avère adéquat du point de vue géologique.

Les producteurs de déchets radioactifs exploitent depuis 2001 une installation d'entreposage à Würenlingen (ZWILAG) et envisagent un stockage géologique dans le granite ou dans l'argile. Des études de faisabilité du stockage en profondeur ont été approuvées par le Conseil fédéral (gouvernement suisse) en 1988 pour les déchets faiblement radioactifs et en 2006 pour les déchets hautement radioactifs.

Un stockage géologique a également été évoqué dans la couche d'Argiles à Opalinus. L'adoption d'une procédure de sélection par le Conseil fédéral en avril 2008 initie la recherche de sites pour l'entreposage de déchets radioactifs en Suisse.

La Nagra proposera des domaines d'implantation géologiques dans le courant de l'année 2008. Ceux-ci feront ensuite l'objet d'analyses de sécurité au cours des 3 étapes prévues dans le plan sectoriel. Au terme de ce processus de sélection, deux sites par catégorie de déchet seront comparés. Une procédure participative est prévue pour les régions concernées par l'accueil d'un dépôt.

Un dépôt pour les déchets faiblement et moyennement radioactifs verra au plus tôt le jour en 2030 alors qu'un dépôt pour les déchets hautement radioactifs sera construit au plus tôt en 2040.

Un laboratoire de recherche est en service dans l'argile du Mont-Terri dans le Jura et un autre dans le granit au Grimsel.

[modifier] Eléments historiques et divers

[modifier] Les rejets en mer des usines de retraitement

Les rejets d'effluents radioactifs des usines de la Hague et de Sellafield constituent une pollution radioactive tant par la quantité de radioactivité relâchée dans l'environnement que par la nature des radioéléments rejetés. [réf. nécessaire]

[modifier] Le réacteur naturel d'Oklo

Le Réacteur nucléaire naturel d'Oklo au Gabon a fonctionné naturellement pendant des milliers d'années, et a produit des éléments radioactifs semblables à ceux que l'on trouve dans le combustible irradié (transuraniens, produits de fission notamment).

Il est intéressant de noter que les produits de fission et actinides produits au cours du fonctionnement de ces réacteurs naturels sont pratiquement restés à la même place durant plusieurs centaines de millions d'années et ce, malgré le climat équatorial et les variations de la nappe phréatique. On peut ainsi supposer qu'un site du stockage géologique bien choisi assure un confinement correct à long terme.

[modifier] Notes et références

  1. Le recyclage de ces produits fait l'objet de recherche.
  2. site du laboratoire souterrain belge
  3. Arrêté interministériel du 31 décembre 1999 fixant la réglementation technique générale destinée à prévenir et limiter les nuisances et les risques externes résultant de l'exploitation des installations nucléaires de base.
  4. Le démantèlement des installations nucléaires et la gestion des déchets radioactifs - Rapport de la Cour des comptes, janvier 2005
  5. [pdf]Rapport de synthèse relatif à l’inventaire réalisé par l’Andra
  6. [pdf]Rapport de synthèse relatif à l’inventaire réalisé par l’Andra

[modifier] Voir aussi

[modifier] Bibliographie

  • « L'eau et le champagne menacés par les déchets radioactifs », article de Michel Marie, L'Ecologiste n°19, juin-juillet-août 2006, p. 28-29

[modifier] Liens externes