Déchet radioactif

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Production de déchets de la filière électronucléaire Un déchet radioactif est une matière radioactive classifiée comme déchet. Les déchets radioactifs sont essentiellement issus de l'utilisation de l'énergie nucléaire : médecine nucléaire, production d'énergie, propulsion navale ou fabrication d'armes atomiques. D'autres déchets radioactifs proviennent d'industries non nucléaires (extraction des terres rares par exemple) ou de l'utilisation passée d'éléments r
Déchet radioactif

Production de déchets de la filière électronucléaire Un déchet radioactif est une matière radioactive classifiée comme déchet. Les déchets radioactifs sont essentiellement issus de l'utilisation de l'énergie nucléaire : médecine nucléaire, production d'énergie, propulsion navale ou fabrication d'armes atomiques. D'autres déchets radioactifs proviennent d'industries non nucléaires (extraction des terres rares par exemple) ou de l'utilisation passée d'éléments radioactifs dans l'industrie classique (paratonnerres à l'américium, peinture au tritium, etc.). La plus grande partie des déchets radioactifs proviennent de l'industrie électronucléaire qui utilise et génère des matières radioactives dans les différentes étapes du cycle du combustible nucléaire. La stratégie de cycle diffère selon les pays et les périodes : le combustible irradié (dont uranium et plutonium) est soit considéré comme une matière valorisable (recyclage partiel des isotopes fissiles) soit comme un déchet (stockage direct).

Nature et classification

Définition

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).

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 la demi-vie 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.

Production

Déchets de la production électronucléaire

Produits de fission

Lors de l'irradiation en réacteur, la fission d'un atome d’uranium 235 génère deux atomes instables : les produits de fission (PF). Les numéros atomiques des produits de fission se répartissent statistiquement dans deux intervalles :
- de 78 à 109 nucléons, pour la première partie,
- de 125 à 155, pour l’autre partie. La distribution statistique des produits de fission dépend de plusieurs facteurs : composition du combustible (enrichissement de l'uranium, teneur en plutonium), spectre et flux neutronique, etc. Pour un réacteur type REP, 97% des produits de fission se répartissent entre les intervalles :
- de 84 à 105 nucléons pour la première partie,
- de 129 à 149 pour l’autre partie. L’atome d’uranium fissionné et le neutron provoquant la fission comportent initialement 92 protons et 144 (143+1) neutrons, dont deux et demi sont émis (en moyenne) quasiment instantanément lors des fissions. Dès lors les deux atomes instables formés lors de la fission contiennent au total 92 protons et 141, 5 neutrons (en moyenne), qui se répartissent entre les deux atomes instables formés. On peut voir ainsi que les deux atomes instables formés contiennent un nombre excessif de neutrons par rapport aux radio-isotopes stables (entre trois et cinq neutrons « en excès » par rapport à la stabilité). Une fois les premiers instants post fission passés où des neutrons dits « retardés » peuvent se trouver émis (quelques secondes après la fission), les corps instables formés lors de la fission vont progressivement rallier la situation de stabilité par émissions successives d’électrons (rayonnement bêta) accompagnées de rayonnements électromagnétiques correspondant aux différents niveaux d’énergie du cortège électronique desdits atomes. Au cours du ralliement vers la situation stable – sauf cas rarissimes - le nombre total de nucléons des atomes instables initialement formés ne change pas ; seul le nombre de protons augmente par transformation successive de neutron en proton avec émission d’un électron à chaque fois et libération d’énergie sous forme de rayonnement gamma. Ces considérations expliquent pourquoi les PF sont :
- très généralement émetteurs bêta
- très souvent émetteur gamma
- rarement émetteurs alpha et uniquement en résultante d’une désintégration d’ émetteur bêta débouchant sur un corps quasi stable existant à l’ état de nature lui-même émetteur alpha Les fissions du plutonium 239 formé dans les réacteurs à partir de l'uranium 238 ne produisent pas exactement les mêmes proportions d'atomes des différents types que dans cas de l' uranium 235, même si les ordres de grandeurs sont grossièrement les mêmes. Ceci explique pourquoi il est souvent trés difficile d'expliquer simplement la nature et surtout les quantités de corps formés par fission dans l' ensemble des réacteurs et pour toutes les énergies (ou usures) des combustibles utilisés. Compte tenu des éléments ci-dessus les produits de fission qui se trouvent - à terme - contenus dans les verres du stockage géologique sont les suivants :
- Environ 73 % du total des atomes formés lors de la fission des PF sont des corps solides stables ou des résidus des corps de période inférieure à 10 ans qui disparaissent rapidement à échelle historiquement gérable et dont la liste n’est pas tracée ici.
- Environ 10 % du total des atomes formés lors de la fission sont des radio-isotopes naturels de période supérieure à 100 milliards d’années (Ils peuvent de facto être considérés comme des corps stables). Ce sont :
- Le néodyme 144 pour en gros 3, 2 % des atomes initialement formés par fission émetteur alpha
- Le zirconium 96 pour en gros 3, 2 % des atomes initialement formés par fission très certainement émetteur béta
- Le rubidium 87 pour en gros 1, 36 % des atomes initialement formés par fission émetteur béta
- Les samariums 147 et 149 pour en gros 1, 85 % des atomes initialement formés par fission émetteur alpha
-Bien qu’ émetteurs alpha pour certains ces corps ne sont pas spécialement gênants car:
- Leur activité est très faible
- Le dégagement de chaleur et d’hélium est également très faible
- Environ 7 % du total des atomes formés lors de la fission sont des radio-isotopes à vie moyenne de période supérieure à 10 ans et inférieure à 100 ans ; ce sont :
- Le césium 137 de période 30, 2 ans pour en gros 3, 2 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta gamma
- Le strontium 90 de période 28, 1 ans pour en gros 2, 9 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta gamma
- Le krypton 85 (qui est un gaz) de période 10, 8 ans pour en gros 0, 2 % à 0, 7 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta, ne se retrouve pas dans le stockage géologique mais séparé à l’ usine de retraitement de La Hague (
-)
- Le samarium 151 de période 93 ans pour en gros 0, 24 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta
- Enfin, pour être complet, on doit mentionner l’étain 121 métastable période 76 ans et le cadmium 113 métastable période 14 ans qui sont produits à hauteur de moins de 0, 01 % des PF initialement formés. Seuls le samarium 151 période 93 ans (0, 24 % des atomes initialement formés par fission) et l’étain 121 métastable, période 76 ans (moins de 0, 01%), peuvent être considérés comme à la limite d’une gestion historique humaine. (
-) Le krypton 85 est un rejet gazeux de l' usine de La Hague. A ce titre, il a fait évidemment l' objet d'un nombre assez important d' études précises et de mesure des quantités produites par fission et rejetées qui conduisent à des rejets significativement inférieurs aux quantités qu' on peut déduire des rendements de fission. Suivant les rendements de fission, la quantité de krypton 85 produite lors des fissions serait donc sensiblement de 68 000
- 0, 002
- 85 / 116, 8 = 100 kg/an grossièrement alors même que la comptabilisation des réjets gazeux ne boucle bizarrement pas le bilan. http://www.laradioactivite.com/fr/site/pages/RejetsEffluents.htm http://www.sfen.org/fr/societe/environnement/rejetsrad.htm - Environ 10 % du total des atomes formés lors de la fission sont des radio-isotopes à vie très longue qui représentent véritablement la radioactivité résiduelle à long terme due aux produits de fission, ils sont au nombre de 7 ; ce sont
- Le zirconium 93 de période 1, 5 millions d’années pour en gros 3, 2 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta, sachant qu'une quantité complémentaire nettement plus faible est formée par irradiation neutronique du zirconium des gaines dont un infime partie est adjointe au produits de fission du fait du procédé de cisaillage des gaines éffectué à l'usine de La Hague
- Le césium 135 de période 3 millions d’ années pour en gros 3, 2 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta
- Le technétium 99 de période 212 000 ans pour en gros 3, 0 % des atomes initialement formés émetteur bêta
- L’ iode 129 de période 18 millions d’années pour en gros 0, 49 % des atomes initialement formés émetteur bêta
- L’étain 126 de période 100 000 ans pour en gros 0, 10 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta
- Le palladium 107 de période 18 millions d’années pour en gros 0, 05 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta
- Le sélénium 79 de période 65 000 ans pour en gros 0, 02 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta Pour ces corps dont la durée de vie est sans rapport avec les échelles de temps historiques, la solution nominale actuelle consiste à les confiner dans une matrice adaptée (mélangés aux autres PF ci-dessus) et les placer au stockage géologique. Des études et évaluations économiques sont en cours pour examiner dans quelles conditions, il est possible de transmuter ces 7 corps en corps à vie courte.

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

Séparation

L'usine chimique de La Hague reçoit le combustible irradié en provenance des centrales électrogènes Après dissolution du combustible dans l' acide nitrique, elle sépare:
- d'un côté l'uranium (tous les isotopes d'uranium mélangés)
- d'un autre côté le plutonium (tous les isotopes de plutonium mélangés)
- d'un autre côté le reste des autres corps (les déchets radioactifs) On peut voir ainsi que les PF et les AMin se trouvent ainsi mélangés. De même parmi les PF il y a un mélange de corps radioactifs et de corps stables. Toutefois, dans la perspective d'une amélioration de la gestion nominale des AMin, depuis quelques années, l'usine de La Hague est rendue progressivement capable de séparer les actinides mineurs des PF. Ceci permettra
- d'améliorer le fonctionnement du stockage géologique en retirant les corps les plus producteur de chaleur (les AMin)
- d'envisager de fissionner ces corps en réacteur rapide Plus généralement d'ailleurs la séparation chimiques des corps autres que l'uranium et le plutonium permettront à long terme d'améliorer la gestion des déchets en question, voire peut être la valorisation de certains corps actuellement non utilisés.

Déchets de la recherche

Déchets du secteur médical

Déchets de l'industrie non nucléaire

Gestion

Le stockage géologique

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. http://fr.wikipedia.org/wiki/Stockage_des_d%C3%A9chets_radioactifs_en_couche_g%C3%A9ologique_profonde

L'immersion des déchets radioactifs 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 USA (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.

L'envoi des déchets radioactifs dans l'espace

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 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 quantités: 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 est une perspective lointaine, devant faire face à un certain nombre de difficultés, notamment liées au coût d'une telle entreprise.

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.

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) (version archivée par Internet Archive)

Belgique

Selon les estimations fondées sur les données disponibles au 1 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 . 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 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.

Canada

Depuis 1984, expérimentation dans le laboratoire du lac Bonnet (granit) qui devrait être bientôt fermé.
- http://www.nfwbureau.gc.ca/francais/View.asp?x=1
- http://www.llrwmo.org/fr/home.html
- http://www.aecl.ca/indexfrench1.asp?layid=2

États-Unis

Déchets radioactifs aux Etats-Unis De très nombreux sites de stockage en surface pour déchets de faible activité sont en opération aux USA (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.
- http://www.nrc.gov
- http://www.ocrwm.doe.gov
- Waste Isolation Pilot Plant
- http://www.iscors.org

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.

Déchets de haute et moyenne activité à vie longue

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 :
- séparation chimique et transmutation,
- stockage en couche géologique profonde définitif ou réversible,
- entreposage de longue durée en surface ou subsurface. 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.

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.

Déchets de très faible activité

Enlèvement de déchets TFA 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.

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.

Production et gestion des déchets radioactifs en France

Producteurs et détenteurs de déchets radioactifs en France

Usine de retraitement de la Hague 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.

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).

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 - Rapport de la Cour des comptes, janvier 2005. 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.

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).

Déchets résultants directement de la fission de l'atome proprement dite et des autres gros atomes affectés par les réactions neutroniques

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.

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).

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.

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

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.
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

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

Finlande

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

Japon

Deux laboratoires sont en cours de réalisation :
- sur l'île de Honshū (géologie cristalline),
- sur l'île d'Hokkaido (sédiments non argileux).

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.

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). et
- http://www.skb.se/

Suisse

Les cinq centrales nucléaires suisses produisent annuellement 700 kg de plutonium. La Suisse envoie son combustible irradié dans les usines de retraitement de la Hague en France et de Sellafield en Angleterre. NAGRA exploite depuis 2001 une installation d'entreposage à Würenlingen (ZWILAG) et envisage un stockage géologique dans le granite ou dans l'argile. Un laboratoire de recherche est en service dans l'argile du Mont-Terri dans le Jura.
- http://www.nagra.ch
- Laboratoire souterrain du Mont-Terri

Eléments historiques et divers

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'environnment que par la nature des radioéléments rejetés.

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.

Notes et références

Voir aussi

-Énergie nucléaire
-Débat sur l'énergie nucléaire
-Radioactivité

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 ===
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