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Par
MM. Christian BATAILLE et Robert GALLEY,
Députés

AVANT PROPOS 7

Introduction générale 11

1. La problématique recyclage – stockage pour le combustible

irradié et le plutonium de retraitement 15

Introduction 11

• des installations de retraitement opérationnelles jusqu’en 203017
• le poids économique du retraitement18
• les deux faces du retraitement : le recyclage des actinides majeurs

– uranium, plutonium – et la réduction de la toxicité des déchets 19

1.1. le plutonium : flux et stocks 23

• une récente transparence sur les stocks de plutonium23
• Cogema transparente sur le plutonium : il suffisait de le demander26
• le stock de plutonium d’EDF stabilisé à vingtaine de tonnes30
• réglementation sur le plutonium et coût du retraitement30

1.2. la montée des isotopes pairs du plutonium au cours de l’irradiation,

une donnée fondamentale pour les combustibles et les réacteurs

actuels ou futurs 32

• montée des isotopes pairs et recyclage du plutonium32
• les isotopes pairs du plutonium, poisons des réacteurs à neutrons

thermiques et excellents combustibles pour les réacteurs

à neutrons rapides 34

1.3. le plutonium considéré comme déchet et son immobilisation

dans des matrices à longue durée de vie 35

• le plutonium militaire issu du démantèlement des armes, un sujet

brûlant mais bloqué aux Etats-Unis 36

• le WIPP ou le tabou brisé du plutonium en stockage géologique36
• de nouvelles matrices d’immobilisation à très long terme

pour le plutonium 37

 

1.4. les contraintes techniques du plutonium considéré comme un

combustible et les limites de son recyclage dans le Mox 39

• plusieurs types de Mox et plusieurs configurations de cœur

contenant du Mox 39

• un maximum de 12 % de plutonium dans le Mox41
• la modification du design initial des réacteurs 900 MWe et

la limitation du pourcentage d’assemblages Mox à 30 % du total 43

• l’introduction du Mox dans les réacteurs de 1300 MWe

envisageable à l’horizon 2005 45

• le Mox dans les réacteurs de 1450 MWe : un problème

analogue à celui des réacteurs 1300 MWe 46

• le Mox et l’EPR : une question stratégique46
• la faisabilité et l’opportunité du retraitement du Mox49
• le combustible Mix : une solution coûteuse et peu efficace

vis-à-vis du plutonium 50

1.5. EDF bloquée à 16 tranches mais candidate pour 12 autorisations supplémentaires 51

• une stratégie globale de l’aval du cycle51
• EDF soucieuse d’obtenir l’autorisation de moxer 28 tranches51
• en cas de limitation à 16 tranches, l’abandon du principe d’égalité

des flux ou la diminution des quantités retraitées et donc des

suppressions d’emploi 53

• une attitude prudente pour le reste du parc54
• pour un EPR moxé à 15 %55
• l’urgence de prendre une décision sur l’EPR55
• adaptations stratégiques et transposition de la directive européenne

sur l’ouverture du marché de l’électricité 56

1.6. le plaidoyer de Cogema en faveur de l’équilibre économique

du cycle du combustible 56

• la solution au problème du plutonium : le retraitement et le Mox

à 100%, selon Cogema 56

• l’équilibre global de l’aval du cycle selon Cogema57
• Cogema en attente des autorisations de dimensionnement optimal

de ses installations de fabrication de Mox 59

1.7. la nécessité d’opter pour le Mox mais aussi d’augmenter les

marges disponibles pour l’entreposage du combustible irradié

non retraité 59

• La France dans la ligne internationale pour le recours au Mox60
• le Mox promu aux Etats-Unis par les négociations

stratégiques avec la Russie 61

• le Mox irradié, une bonne matrice d’immobilisation

du plutonium 61

• la nécessité d’augmenter les marges d’entreposage du

combustible irradié 62

 

2. Les limites probables de la séparation et de la transmutation

et le dilemme transmutation-stockage 65

 

2.1. les difficultés de la séparation 66

• la séparation du neptunium et du technétium, un problème réglé67
• l’américium et le curium, deux actinides mineurs particulièrement encombrants68
• le bloc difficile à entamer de l’américium et du curium69
• la séparation des produits de fission71
• le butoir du césium73
• une connaissance de plus en plus fine des combustibles irradiés73
• le coût probablement important de la séparation74
• la diminution des volumes des rejets et des déchets B76

2.2. les limites des études sur la transmutation avec Phénix 77

• la remontée en puissance de Phénix78
• les conséquences de la fermeture de Superphénix sur les études

relatives à la transmutation 79

• les conditions techniques des expériences de transmutation80
• les expériences CAPRA utiles pour l’étude du recyclage du

plutonium 81

• les expériences SPIN pour la transmutation des actinides mineurs

et des produits de fission à vie longue 81

 

2.3. le réacteur Jules Horowitz et les études sur la

transmutation : un lien hypothétique 83

2.4. le réacteur hybride, médaille d’or du marketing scientifique 84

• de nombreux projets diversifiés et à objectifs multiples proposés

dans le monde entier 84

• le projet français de réacteur hybride88
• un démonstrateur de réacteur hybride original88
• un investissement international89
• quels intervenants pour la France ?90
• l’attitude prudente des Etats-Unis : oui à la spallation, non à un

réacteur hybride 90

• un projet dont la finalité et le coût doivent être précisés91
• des options techniques et une sûreté encore bien floue92
• une application opérationnelle après la décision ?93

2.5. la question des quantités transmutables et le problème

du tout ou rien 94

• les ordres de grandeur des quantités transmutables95
• deux questions difficiles : la vitesse et le rendement de la

transmutation 99

• une dizaine d’années pour transmuter ?99
• de 7 à 12 RNR pour réduire les flux d’actinides mineurs100
• le miracle attendu des réacteurs " papier "102
• la question du tout ou rien104

3. Le choix de l’entreposage ou du stockage et la problématique

de la réversibilité 105

 

Introduction 106

• la classification française des déchets radioactifs106
• le conditionnement des déchets107
• les politiques nationales de gestion des déchets radioactifs107

3.1. la sûreté maximale est-elle apportée par le stockage

en couche profonde ? 112

• la multiplication des barrières112
• un confinement satisfaisant selon les modèles de cinétiques

de dissolution 114

• l’immobilisation naturelle de radioéléments sur des

millions d’années 114

• avec les céramiques, peut-être l’immobilisation des actinides

mineurs et des produits de fission sur 2 milliards d’années,

sauf accident naturel ou provoqué par l’Homme 115

• la nécessité de construire au moins deux laboratoires souterrains116
• des investissements et des coûts d’exploitation

à la portée de la filière 118

3.2. les contraintes de sûreté de la surface ou de la sub-surface 119

• le retour d’expérience de Cascad, installation d’entreposage de

combustibles irradiés 119

• des précautions multiples pour assurer la sûreté et en sub-surface120
• l’opposition ou la complémentarité surface – sub-surface121

3.3 le prix de la réversibilité 122

3.4. la charge pesant sur les générations futures 123

3.5. la nécessité d’éviter des décisions hâtives

ou les ordonnances " minute " 124

 

4. Le jeu institutionnel des acteurs de l’aval du cycle : réussites et débordements 125

 

4.1. la commission nationale d’évaluation : du jury de thèse

au gouvernement mandarinal 125

• la mission fixée par la loi : aider le Gouvernement à informer

le Parlement 125

• une solennité et une séquence symboliques126
• l’affaire du site granitique : information, évaluation ou décision ?127
• un jury de thèse souverain128
• l’impossibilité d’un gouvernement mandarinal de la recherche

sur les déchets radioactifs 129

4.2. le nouvel engagement du CEA 130

• un réel effort intellectuel et budgétaire130
• une surcharge et une urgence préjudiciables à de bonnes décisions131

4.3.L’Andra, un organisme qui doit affirmer

sa compétence scientifique 131

 

5. Optimiser la durée et les coûts 133

 

5.1. les rendez-vous essentiels 135

• la démarche progressive de la loi de 1991135
• quelques difficultés incontournables à relever en temps et en heure136

5.2. remettre à l’honneur la rationalisation des choix

d’investissement 138

 

Conclusion 141

AVANT – PROPOS

Malgré les campagnes de dénigrement et les attaques insidieuses ou non fondées dont elle fait l’objet dans le monde et, depuis quelque temps, dans notre pays, l’énergie nucléaire n’est pas condamnée, loin s’en faut. On peut même affirmer qu’il s’agit, à partir des considérations techniques, économiques et politiques actuelles, d’une énergie décisive à l’horizon du siècle qui vient.

Il ne sert à rien de proclamer que l’on veut réduire les émissions de gaz à effet de serre si l’on se refuse à utiliser le seul mode actuel de production massive d’électricité qui soit à la fois efficace et sans rejet carbonique dans l’atmosphère. Toutes les ressources potentielles de production électrique à partir de l'énergie hydraulique doivent être exploitées. Les énergies renouvelables peuvent et doivent être développées ; cependant leur faible rendement ne permet pas, pour le moment, de les considérer comme une énergie de substitution, mais au mieux comme une énergie de complément.

L’abandon du nucléaire se traduirait de fait par un recours accru aux énergies fossiles, charbon, pétrole et gaz, et donc par une augmentation conséquente de l’effet de serre. Il faut redire, de ce point de vue, que le gaz naturel n’offre pas d’avantages particuliers par rapport au charbon ou au pétrole et que le dilemme dans notre pays se situe entre l’énergie nucléaire ou le gaz, la gestion des déchets ou l’effet de serre.

A l’aune de l’histoire, l’énergie nucléaire à partir de la fission représente, comme bien d’autres, une solution transitoire. Les progrès scientifiques et techniques permettent d’espérer, à long terme, une source d’énergie qui n’aurait pas les inconvénients liés à la radioactivité. Cependant, à l’heure actuelle, elle reste la solution la plus équilibrée. Prétendre qu’il serait possible de " sortir du nucléaire " dans les années qui viennent relève de l’incantation et du vœu pieu, contradictoire avec les objectifs du sommet de Kyoto et les fondamentaux de l'économie. Qu’arrivera-t-il quand les Chinois, les Indiens, se donneront tous les moyens pour tendre vers notre niveau de consommation d’énergie (ce qui serait parfaitement légitime de leur part) en recourant exclusivement aux énergies fossiles ? Les efforts des pays développés, aujourd’hui les plus voraces en énergie à effet de serre, n’en seraient que plus justifiés.

Ces évidences n’exonèrent pas l’industrie nucléaire des critiques qui s’imposent. Comme cela a été dit, à maintes reprises, dans les rapports de l’Office parlementaire d’évaluation, cette industrie est une industrie qui manipule des produits dangereux et qui, à ce titre, doit être contrôlée par les autorités de sûreté spécialisées, mais également être étroitement surveillée par les pouvoirs publics et, en particulier, par le Parlement.

Que ses promoteurs l’acceptent ou non, l’énergie nucléaire est perçue dans le public comme une industrie particulière dans laquelle les règles de sûreté doivent être appliquées sans aucune défaillance et dans laquelle la transparence doit être totale. C’est un fait ! Par suite d'un passé lointain, on est bien plus vigilant sur la radioactivité que sur la présence de mercure ou de plomb, on considère que le problème de la couche stratosphérique d'ozone n'est pas urgent !

En quelques années, les esprits ont sensiblement évolué dans ce domaine et le Parlement, par le biais de l’Office, a accès très largement à l’information. Notre problème est plutôt, désormais, de savoir comment nous allons gérer et exploiter la masse de documents qui nous arrive régulièrement. On peut toutefois regretter qu’une certaine culture de l’autosatisfaction et de la non-transparence vienne conforter les arguments de ceux qui ont décidé, une fois pour toutes, que tout était opaque et secret dans le secteur de l’industrie nucléaire, comme il l'était pour l'énergie atomique militaire.

Le problème de la dissimulation des informations dans le transport des combustibles irradiés en est une bien piteuse illustration. Pourtant, les responsables devraient comprendre que la transparence renforce la crédibilité du secteur nucléaire vis-à-vis de l’opinion publique, comme cela a d'ailleurs été le cas pour la production des centrales électronucléaires d'EDF. A la fin des années quatre-vingt, il y eut des campagnes de révélations prétendument sensationnelles qui caricaturaient le problème des déchets de faible activité. La loi du 30 décembre 1991, en organisant la publication, chaque année, de l’inventaire des déchets, a largement contribué à apaiser une opinion inquiète parce que peu ou pas informée.

Allons-nous pouvoir désormais aller plus loin et faire en sorte que les responsables politiques puissent exercer normalement leurs pouvoirs de contrôle dans le domaine de l’énergie ?

Le temps où quelques ingénieurs pouvaient décider seuls de la politique énergétique du pays est révolu. Il ne doit plus exister de domaine réservé duquel les citoyens et leurs représentants seraient exclus au profit d’une technostructure qui imposerait une pensée unique qu’elle serait seule à définir.

Discuter ouvertement, librement, avec l’esprit critique, des grandes orientations du cycle du combustible nucléaire ne porte pas, au contraire, condamnation de l’ensemble de la filière. Par contre, cette industrie, comme toutes les autres, doit pouvoir s’adapter aux réalités nouvelles et aux attentes des citoyens.

L’industrie nucléaire française a, en son temps, surmonté l’abandon de la filière graphite-gaz. De la même manière, elle acceptera les adaptations du cycle du combustible avec la souplesse nécessaire.

La gestion de l’aval du cycle est aujourd’hui un problème décisif. Le temps est venu de réviser certains dogmes qui ne correspondent plus à la réalité économique et industrielle. Le " tout retraitement " fait partie de ces dogmes qui ont fait leur temps. Dire clairement, comme nous l’avions fait dans un précédent rapport de l’Office, que tout le combustible irradié ne sera plus retraité ne porte pas atteinte à l’industrie nucléaire, mais doit entraîner des adaptations claires de la stratégie industrielle.

Au lieu de continuer à se comporter comme si les problèmes ne se posaient pas, il vaudrait mieux se donner les moyens pour approfondir la réflexion et, ensuite, prendre des décisions sur la destination finale qui sera réservée aux éléments de combustible qui ne seront pas retraités.

Il en est de même pour le combustible Mox usé que, de toute évidence, l’utilisateur EDF ne souhaite pas voir retraité.

Ce rapport démontre, par ailleurs, que nous avons un stock de plutonium de 65,4 tonnes, très supérieur à la marge de réserve de 20 tonnes estimée nécessaire par EDF. Nous devons, dès aujourd’hui, examiner la manière dont nous pourrons soit utiliser, soit stocker une partie du plutonium déjà extrait et qui ne trouvera pas de débouché à moyen terme.

Toutes les voies pour la gestion de l’aval du cycle doivent donc rester ouvertes : la recherche fondamentale, la recherche en laboratoires, et l’étude de la faisabilité du stockage de longue durée en surface. Il est possible et même probable que, pour la gestion finale des déchets nucléaires, il n’y ait pas une voie unique, mais que le Parlement ait à se prononcer en 2006 sur des solutions combinant les trois voies de la loi de 1991.

Dans le domaine du nucléaire, comme dans beaucoup d’autres domaines liés au progrès scientifique, il faut savoir s’adapter et réviser des conceptions trop rigides et dogmatiques. La pire des solutions serait, face aux incertitudes que ce rapport recense, de rester passif et de reporter sur les générations futures la solution de problèmes que nous avons posés et que nous n’aurions pas le courage de résoudre. L’avenir de l’énergie nucléaire repose sur les solutions pour l’aval du cycle.

Le problème est difficile mais n’est pas insurmontable. Il faut poser les problèmes, soutenir les recherches, préciser les étapes du calendrier, avancer les solutions les unes après les autres.

La voie est étroite entre un pouvoir technicien antidémocratique et opaque et l’agitation désordonnée de minorités qui nous conduisent à l’impasse ou nous emmèneraient au désastre. Chacun voudrait imposer ses a priori, ses idées toutes faites. Or, ce qui est décisif est de préserver une pluralité de réponses possibles et, de ce point de vue, l’évolution des connaissances, les résultats des recherches examinés objectivement nous apporteront des enseignements précieux.

Divers rapports de l’Office ont déjà souligné les aspects néfastes d’une culture nucléaire monolithique et dépourvue de souplesse. Ils ont, avant tout, mis en exergue la nécessité d’une pratique tolérante, maintenant dans l’avenir le plus grand nombre de solutions possibles. D’aucuns veulent aujourd’hui fermer les portes maintenues ouvertes par la loi de 1991. Par-delà l’irrationalité de cette réaction, faut-il voir un avatar supplémentaire de la pensée unique ?

La démocratie a encore bien des domaines à défricher et à conquérir, là où le débat public doit se substituer aussi bien à l’autoritarisme qu’aux conciliabules de couloir. L’énergie nucléaire et sa domestication sur tout le XXI^e siècle est un de ces nouveaux territoires que la démocratie doit irriguer.

Notre société, ses élus, ses dirigeants s’interrogent sur la pérennité de choix qui, au demeurant, se sont jusqu’alors révélés pertinents. Quoi de plus naturel que ces interrogations, surtout quand il s'agit de poursuivre à long terme ?

Mais il faut aussi avancer en rythme et sans précipitation. Nous pouvons sortir de cette étape par le haut. Une pratique plus transparente, plus tolérante, plus démocratique sera plus en harmonie avec le temps qui vient.

Depuis 1991, pour répondre aux attentes des citoyens et aux impératifs de la filière nucléaire, la question de la gestion des déchets nucléaires est traitée au grand jour. La loi du 30 décembre 1991 définit d'une part un cadre législatif qui donne toute garantie sur l'intervention du Parlement pour les décisions clés. Elle fixe d'autre part un horizon de temps et une méthode pour les études à conduire et les réalisations à mettre en œuvre dans le but d'apporter les meilleures solutions au traitement des déchets nucléaires.

S'agissant des études à conduire, la loi du 30 décembre 1991, dans son article 4, définit trois axes principaux :

Après avoir joué un rôle déterminant dans l'élaboration et l'adoption de la loi, l'Office parlementaire des choix scientifiques et technologiques a, quant à lui, continué de suivre le problème, d'une part en étudiant les rapports annuels de la commission nationale d'évaluation et, d'autre part, en publiant un nouveau rapport en mars 1996 sur les déchets nucléaires à haute activité civils et en décembre 1997 sur les déchets nucléaires à haute activité militaires.

L'Office parlementaire a, d'autre part, été associé à la mission confiée en décembre 1996 à M. Claude Mandil, Directeur général de l'Énergie et à M. Philippe Vesseron, Directeur de la prévention des pollutions et des risques. L'Office avait alors demandé à vos Rapporteurs, en charge d’une étude transmise à l'Office par la Commission de la Production et des Échanges, d'assurer le suivi des travaux de cette mission. La dissolution de l'Assemblée Nationale ne leur avait cependant permis d'assister que partiellement à ces réunions.

Les travaux réalisés par la mission Mandil-Vesseron, auxquels avaient été associés tous les différents acteurs du nucléaire, ont servi de base aux réflexions de l'Office qui viennent compléter le document correspondant, que les deux membres du Gouvernement concernés, le Ministre de l'Aménagement du Territoire et de l'Environnement, et le Secrétaire d'État à l'Industrie, n'avaient pas souhaité rendre public avant que l'Office ait été réellement en mesure de se prononcer.

A mi-parcours du délai de 15 ans fixé par la loi pour une décision concernant un éventuel stockage souterrain des déchets, la saisine de l'Office prend une nouvelle et brûlante actualité.

Le moment est en effet venu de prendre une décision concernant la localisation et la construction des futurs laboratoires souterrains. La loi en prévoit en effet plusieurs . Trois sites ont fait l'objet d'avis favorables de la part de l'ANDRA, le site de Bure (Meuse) permettant des recherches sur le comportement des radionucléides dans l'argile, le site de Marcoule, près de Bagnols-sur-Cèze (Gard) pour le même type de milieu géologique et le site de La Chapelle-Bâton (Vienne) pour l'étude des radionucléides dans le granite.

La Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (DSIN) a pour sa part instruit les demandes d'autorisation pour la création d'un laboratoire souterrain sur chacun des sites, de sorte qu’il appartient aujourd’hui au Gouvernement de prendre sa décision.

Par ailleurs, la fermeture de Superphénix, annoncée par le Premier ministre le 19 juin 1997, a été confirmée lors du comité interministériel du 2 février 1998. Or, depuis le décret du 11 juillet 1994, le rôle assigné à Superphénix était celui d'être une installation de recherche pour l'incinération du plutonium et des déchets nucléaires à haute activité, cette installation devant occuper ainsi une place très importante dans le dispositif prévu par la loi de 1991.

Il est certes prévu que Phénix devienne à brève échéance un outil de remplacement. Mais il y a lieu de vérifier en détail si cette substitution est possible. Les puissances de ces deux réacteurs à neutrons rapides diffèrent en effet fortement : 250 MWe pour Phénix contre 1 200 MWe pour Superphénix. Leurs âges respectifs et donc potentiellement leurs conditions de sûreté sont également très différents : Phénix a été mis en service en 1973 et Superphénix en 1985.

La Commission d’enquête sur Superphénix et la filière des réacteurs à neutrons rapides, dont vos Rapporteurs sont Président et Rapporteur, examine actuellement les conditions de la remontée en puissance de Phénix. Dans le cadre de leur étude sur l’aval du cycle, vos Rapporteurs ont centré leurs recherches sur les résultats attendus des expériences prévues avec Phénix sur l’axe 1 de la loi de 1991.

Une troisième évolution, qui se traduit aujourd'hui avec force dans le débat politique, renforce la nécessité de nouveaux rapports de l'Office parlementaire.

Les trois axes de recherche prévus par la loi de 1991 couvrent bien l'éventail du possible. Les études à réaliser doivent porter, ainsi qu'on l'a rappelé plus haut, sur le stockage réversible ou irréversible des déchets à haute activité.

Dès 1991, il n'était pas en effet exclu que l'on ne puisse en quinze ans mettre au point les technologies permettant de casser des composés radioactifs de période se comptant en millions d'années comme ceux du neptunium 237 ou du césium 135 en composés radioactifs de période de quelques dizaines d'années.

En cette mi-1998, cette question clé ne semble pas avoir encore reçu de réponse. La reprise des déchets constitue donc toujours une option à explorer. Elle semble d'ailleurs prendre une importance critique dans le public et dans le débat politique. Corrélativement, les techniques de conditionnement et d'entreposage de longue durée en surface, en sub-surface ou en profondeur revêtent une importance capitale si l'on veut garantir la réversibilité des options. Dès lors, il convient d'examiner avec une attention toute particulière l'état d'avancement des recherches correspondantes.

Le présent rapport examine les résultats obtenus dans chacun de trois domaines de recherche, leur portée et leurs limites.

Mais la problématique du retraitement constituant la toile de fond de l’aval du cycle, vos Rapporteurs l’étudient d’abord en n’omettant évidemment pas de traiter du recyclage du plutonium par la seule voie désormais possible après la fermeture de Superphénix, c’est-à-dire la voie du Mox. Les limites que pourraient présenter les techniques de séparation et de transmutation sont ensuite examinées. La question décisive pour l’avenir est bien en effet de savoir quelles quantités de radioéléments à haute activité et à vie longue pourront être transmutées, avec quels équipements et à quelle vitesse.

La problématique du choix entre l’entreposage et le stockage en découle naturellement. Présentée à la fin des années 80 comme la seule solution rationnelle de gestion des déchets à vie longue, la méthode du stockage irréversible est désormais confrontée à celle de l’entreposage, par définition réversible. L’entreposage devrait permettre d’assurer la réversibilité et de conserver des marges d’action, par rapport à l’évolution des techniques et des marchés. Vos Rapporteurs proposent d’examiner à quelles conditions de délais, de coûts et de sûreté cet objectif pourrait être atteint.

En réalité, à mi-parcours du temps prévu par la loi de 1991 pour réunir les connaissances qui permettront en 2006, et seulement à cette date, de décider de l’organisation générale de la gestion des déchets radioactifs à haute activité et à vie longue, il apparaît bien qu’il n’existe aucun antagonisme entre les 3 axes de recherche. Sans doute, à l’avenir, la gestion des déchets hautement radioactifs mettra-t-elle en œuvre une combinaison de techniques relevant de ces trois domaines.

Incinération, entreposage ou stockage, en surface ou en profondeur : ces trois techniques de gestion des déchets radioactifs à haute activité doivent, en tout état de cause, continuer d’être explorées simultanément et à parité, afin qu’en 2006, le Parlement puisse décider en toute connaissance de cause des solutions que la communauté scientifique et le Gouvernement lui présenteront.

1. La problématique recyclage – stockage pour le combustible irradié et le plutonium de retraitement

 

Plus qu’aucune autre question portant sur la filière nucléaire, la question du retraitement suscite des controverses. Il paraît important de reprendre les données de base du problème.

Pour les uns, le retraitement, par l’ampleur et la durée des investissements qu’il nécessite, introduit une rigidité dans les choix de la filière. Pour les autres, le retraitement est effectivement la clé de la cohérence de celle-ci, en ce qu’il apporte une double contribution économique et dans un certain sens écologique à l’équilibre de la filière.

La problématique recyclage-stockage est bien sûr conditionnée en France par l’existence d’une industrie qui a un poids économique très important. Il faut par ailleurs souligner que le recyclage du plutonium et de l’uranium des combustibles usés permet une réduction de la toxicité des déchets.

Une fois rappelées ces données fondamentales, vos Rapporteurs examinent dans la suite l’importante question du plutonium sous le triple aspect de sa physique, de ses stocks et des flux correspondants. La question du plutonium considéré comme déchet est ensuite traitée. Mais, compte tenu du potentiel énergétique et de la toxicité du plutonium, la France s’est engagée dans la voie du recyclage et de sa valorisation dans le combustible Mox. Les différentes contraintes techniques portant sur la composition et l’utilisation du Mox sont détaillées ultérieurement. EDF souhaite porter à 28 réacteurs sur 58 les autorisations de chargement. Cogema quant à elle souligne que les installations du cycle du combustible sont calibrées pour cette situation et verraient leur rentabilité économique ruinée si l’on s’arrêtait " au milieu du gué ".

Au total, il apparaît clairement à vos Rapporteurs que la France est désormais dans une situation de retraitement d’une partie encore indéfinie des combustibles irradiés. Deux ans après que votre Rapporteur a révélé en mars 1996 qu’une partie substantielle du combustible n’allait pas être retraitée, il se confirme que l’aval du cycle nucléaire est désormais dual en France.

Une partie du combustible est retraitée et une autre, un tiers, ne l’est pas. Il s’agit d’une situation de fait qui ne traduit pas la victoire des partisans du non-retraitement sur ceux du retraitement mais qui est la résultante d’arbitrages économiques. Pour commencer à en tirer les conséquences, peut-être faut-il redonner une marge d’évolution à un ensemble d’entreposage à court terme proche de la saturation. Mais il faut surtout tirer les conclusions de cette situation pour l’avenir et prévoir avec plus de précision des techniques d’entreposage à moyen terme voire de stockage à très long terme pour les combustibles irradiés non retraités.

Introduction

 

Le contexte de l’aval du cycle français est sans équivalent dans le monde, dans la mesure où l’objectif de l’ensemble des opérateurs a été de maîtriser l’ensemble des techniques susceptibles d’intervenir dans la filière. A la prise en compte du contexte économique doit s’ajouter, pour recenser tous les paramètres de décision, une inscription des problèmes dans une réalité physique de base, celle de la fission des éléments lourds que sont l’uranium et le plutonium.

• des installations de retraitement opérationnelles jusqu’en 2030

L’industrie française du retraitement est la 1^ère du monde. Il s’agit là de l’un des domaines où une politique volontariste et globale, conjuguée à un savoir-faire technologique de premier plan, a porté la France à la pointe des industries mondiales. Pour les détracteurs du retraitement, cette singularité dénote, au contraire, un isolement de la France et, somme toute, remet en cause la pertinence du choix du recyclage. En réalité, vos Rapporteurs estiment que c’est sans doute cette position dominante qui a permis à l’industrie française de vendre des centrales à l’étranger. C’est aussi d’ailleurs la raison de la concentration des attaques d’organisations internationales qui visent plus la France que les choix industriels qu’elle incarne.

Tableau 1 : l’industrie du retraitement dans le monde

Les principales étapes de la construction de l’outil industriel français du retraitement civil sont les suivantes :

- 1960 : choix du site de La Hague

- 1962 : définition du procédé, des matériels et des installations de retraitement

- 1966 : démarrage de l’usine UP2 de La Hague pour le retraitement du combustible uranium naturel graphite gaz (UNGG)

- 1976 : construction au sein de l’usine UP2 d’un nouvel atelier de 400 t/an (atelier HAO destiné au traitement du combustible des REP

- 1987 : arrêt du retraitement du combustible UNGG à La Hague et transfert à l’usine UP1 de Marcoule

- 1990 : mise en service de l’usine de retraitement UP3 de La Hague, dimensionnée pour 800 t/an

- 1994 : mise en service de l’usine de retraitement UP2-800

- 1998 : démantèlement de l’usine UP1 de Marcoule commencé le 1^er janvier

Au final, le site de La Hague est un complexe industriel de très grande taille comprenant 6 installations nucléaires de base (INB). Le montant des investissements réalisés dans l’usine de La Hague est évalué à 90 milliards de F.

L’usine de La Hague est un outil fonctionnant selon les prévisions. Il devrait être amorti sur le plan financier vers 2001. Alors, la rentabilité augmentera fortement. Mais plus probablement, le coût total d’exploitation et par conséquent les prix de traitement des combustibles et corrélativement celui du plutonium s’abaisseront.

S’agissant de la durée de vie des installations, celles-ci devraient pouvoir fonctionner jusqu’en 2030-2040 environ avant d’être déclassées. L’exemple d’UP1 de Marcoule, construite entre 1955 et 1959 et opérationnelle jusqu’en 1998 montre que l’exploitation d’une telle installation peut s’étendre sur une période de 40 ans. La nature des équipements et la qualité de la maintenance à La Hague laissent présager la possibilité de gagner un large nombre d’années supplémentaires.

La logique économique voudrait donc que ces installations soient utilisées jusqu’à cette période et que l’option du retraitement soit confirmée d’ici à une vingtaine d’années.

• le poids économique du retraitement

Le chiffre d’affaires de Cogema en 1997 s’est élevé à 32,65 milliards de francs, dont 16,2 milliards de F pour le retraitement . Les contrats en cours d’exécution à La Hague pour des clients étrangers représentent un chiffre d’affaires de 7 milliards de F par an sur 10 ans. Un autre indicateur du poids économique du retraitement est celui des provisions passées pour financier le futur démantèlement des installations. Le démantèlement des installations de La Hague est estimé à 26 milliards de francs. Les provisions déjà constituées atteindraient 20,6 milliards de francs et se traduiraient par des prises de participation conséquentes dans le capital de grandes entreprises nationales.

Sur le plan local, l’importance économique de l’usine de La Hague est majeure. Cogema emploie localement 3 000 personnes environ. Avec les personnels des entreprises sous-traitantes, le total des emplois liés au site s’élève à 6 - 8 000 personnes. Au total, le site de La Hague apporte à l’économie du nord Cotentin un quart à un tiers de son activité. Hier encore l’un des plus grands chantiers jamais conduits dans l’hexagone, La Hague continue de monter en puissance, même si la progression s’est fortement ralentie. Les travaux de modernisation de différents ateliers génèrent aujourd’hui une activité importante. On citera, à titre d’exemple, l’impact des deux derniers gros chantiers de La Hague – le nouvel atelier de conditionnement R4 et l’achèvement de l’atelier de compactage des coques et embouts – Ces constructions se sont traduites par des contrats de 280 millions de francs et d’un million d’heures de travail dont 60 % vont aux entreprises locales.

• les deux faces du retraitement : le recyclage des actinides majeurs – uranium et plutonium – et donc la réduction de la toxicité des déchets,

D’une manière générale, le plutonium suscite l’inquiétude essentiellement par les utilisations militaires qui en ont été faites. Cette inquiétude est renforcée par sa radiotoxicité, la période de ses isotopes les plus abondants étant de surcroît de très longue durée (voir tableau ci-après). Or le plutonium apparaît inévitablement au cours de l’irradiation de l’uranium 238 par capture de neutrons thermiques, dans le combustible nucléaire classique à l’oxyde d’uranium.

Tableau 2 : période des différents isotopes du plutonium

Le combustible à l’oxyde d’uranium comprend de l’uranium 235 fissile qui, dans les réacteurs à eau pressurisée, est présent en moyenne à hauteur de 3,5 %, le reste étant de l’uranium 238. C’est cet uranium 235 qui donne lieu à la réaction de fission et à la production d’énergie. Il n’est toutefois pas consommé en totalité : en moyenne sur 1 000 kg de combustible, on compte 35 kg d’uranium 235 au départ et on en retrouve 8 kg après l’irradiation.

L’isotope uranium 238 fertile quant à lui représente au départ 96,5 % du total. Lors de l’irradiation, l’uranium 238 se transforme en partie par capture d’un neutron thermique en uranium 239 instable qui donne par émission b du neptunium de période très courte et qui par le même processus se transforme en plutonium 239. Celui-ci peut capturer à son tour un neutron thermique alors qu’il subit la fission sous l’action de neutrons rapides et ainsi de suite, plusieurs isotopes du plutonium coexistant au final, selon les réactions ci-après.

Figure 1 : formation sous irradiation des isotopes du plutonium à partir de l’uranium 238

U 238 U 239 Np 239 Pu 239

Pu 240 Pu 241 Pu 242 Am 243

Am 241

L’isotope 239 du plutonium est le plus abondant car il est formé par simple capture d’un neutron par l’uranium 238. Les autres isotopes sont d’autant plus abondants que le taux de combustion est plus élevé, ainsi que le montrent les tableaux suivants. Notons qu’en fin d’irradiation, la totalité de l’uranium fertile n’est pas consommée : pour 1 000 kg de combustible, on retrouve 941 kg d’uranium 238 pour une quantité de 965 kg au départ.

Tableau 3 : isotopes du plutonium dans le combustible oxyde d’uranium irradié – taux de combustion : 33 000 MWj/t – après refroidissement de 3 ans

Tableau 4 ; isotopes du plutonium dans le combustible oxyde d’uranium irradié (palier N4)– taux de combustion : 47 500 MWj/t – après refroidissement de 5 ans

Le retraitement du combustible irradié se justifie pour deux raisons essentielles. En premier lieu, l’intérêt de récupérer les matières énergétiques non consommées : y figure en effet l’uranium 235 non brûlé et l’uranium 238 non transformé. En second lieu, se trouve la matière énergétique formée au cours de la combustion – le plutonium qui est elle-même une matière fissile –. Pour 1 000 kg de combustible présents au départ, le plutonium formé au cours de l’irradiation représente environ 9 kg. Or le plutonium a lui aussi un contenu énergétique encore plus élevé que l’uranium 235 en raison du fait que sa fission donne lieu à la naissance de deux fois plus de neutrons utiles pour la réaction en chaîne que ce dernier. Il n’est pas faux à cet égard de constater, en termes simplificateurs mais imagés qu’un gramme de plutonium équivaut à environ 1 tonne de pétrole.

A cet égard, l’industrie nucléaire propose trois voies pour le traitement du plutonium. La première est celle de l’utilisation du plutonium dans des réacteurs à neutrons rapides qui permettent de le brûler avec efficacité, tout aussi bien que d’en régénérer. La deuxième voie est celle du recyclage du plutonium dans les réacteurs à neutrons thermiques par la voie du Mox (voir plus loin). Une troisième voie consiste à considérer le plutonium comme un déchet et donc à envisager son stockage.

Mais, en tout état de cause, en poursuivant un but de valorisation énergétique, le retraitement atteint aussi un but potentiellement écologique. En effet, en extrayant l’uranium et le plutonium, on réduit la radiotoxicité des résidus puisque ces éléments sont responsables de la part la plus importante de celle-ci, comme les montrent les graphiques ci-après.

Figure 2 : radiotoxicité totale du combustible et part de chacun des éléments

La première constatation que l’on peut faire sur la base de ce graphique, c’est que la radiotoxicité totale du combustible usé décroît progressivement et devient inférieure à 1 Sv/tonne au bout de 1000 ans. La deuxième constatation est que le plutonium joue un rôle prédominant dans la radiotoxicité totale. La figure suivante, qui présente une version normalisée des mêmes résultats, permet d’expliciter le rôle des différents éléments.

Figure 3 : radiotoxicité normalisée du combustible usé

Au bout de 200 ans environ, la part des produits de fission s’annule presque quasiment. L’impact du plutonium devient massif de 100 à 50 000 ans environ. Ensuite l’uranium et les actinides mineurs américium et curium contribuent plus fortement à la radiotoxicité.

Par ailleurs, il faut signaler que les différents isotopes du plutonium sont eux-mêmes radioactifs et subissent des dégradations spontanées selon le tableau suivant.

L’organisation de la filière française de l’aval du cycle découle directement de deux constats essentiels liés à la toxicité des éléments contenus dans le combustible usé.

En premier lieu, il est clair qu’en valorisant par recyclage le contenu énergétique du combustible à l’uranium, on réduit aussi la toxicité des déchets. Bien évidemment, pour apprécier l’intérêt global de l’opération quant à la protection de l’environnement, la quantité de déchets intermédiaires générés par le retraitement doit aussi être prise en compte. Par ailleurs, le devenir des déchets ultimes (produits de fission à vie longue et actinides mineurs) doit trouver une solution. Mais le raisonnement à la base de la stratégie du retraitement doit être gardé en mémoire pour le cas de l’entreposage direct. En effet, l’entreposage direct du combustible irradié peut se justifier dès lors que l’on souhaiterait attendre la mise au point de techniques meilleures pour neutraliser la radioactivité. Dans ce cas, il y a tout lieu de penser que le premier objectif serait de résoudre les cas de l’uranium et surtout du plutonium. Ce qui est très exactement l’apport principal du procédé Purex qui porte sur la séparation de ces éléments.

En deuxième lieu, le plutonium est le principal responsable de la radiotoxicité du combustible usé. Ainsi, au bout de deux cents ans, sa part dans la radiotoxicité totale atteint 90 %. C’est pour cette raison que des normes très strictes ont été fixées pour le retraitement du combustible. Lors de la conception et de la réalisation de l’usine de La Hague, il a ainsi été fixé comme contrainte fondamentale l’obtention d’un rendement de 99 % pour la séparation du plutonium, corollaire d’une épuration à 99,9 % du plutonium en produits de fission. Les performances enregistrées ont dépassé les attentes, avec un taux de séparation de 99,9 %.

1.1. le plutonium : flux et stocks

 

L’évaluation des quantités de plutonium produites, réutilisées ou " sur étagère " est une question sensible. Pour des motifs de sécurité, les statistiques correspondantes ont longtemps été classées secret défense. La situation a récemment changé.

• une récente transparence sur les stocks de plutonium

Les 9 pays possédant les plus importants stocks de plutonium ont en effet donné leur accord sur les " Guidelines for the Management of Plutonium " (Infcir/549) proposées par l'AIEA et échangé des informations sur les spécificités de leurs stocks. Les recommandations de l'AIEA portent sur une comptabilité publique des stocks. Différentes catégories de plutonium doivent être distinguées :

- plutonium séparé et non irradié sur étagère

- combustibles Mox non irradiés

- autres produits contenant du plutonium et non irradié

- et en général tout le plutonium utilisé dans des activités nucléaires pacifiques, ainsi que le plutonium classé comme inutile ou inutilisable pour des activités de défense.

Les 9 pays sont les suivants :

- pays ne possédant pas l'arme nucléaire : Belgique, Japon, Allemagne, Suisse

- pays possédant l'arme nucléaire : Chine, France, RU, Etats-Unis

Sur les 9 pays ayant adhéré aux recommandations de l'AIEA, 8 ont fourni des statistiques, seule la Chine arguant du fait que les stocks ne sont pas distincts selon qu'ils sont à usage civil ou militaire.

Le tableau suivant présente les statistiques déclarées par la France pour les années 1995 et 1996.

Tableau 5 : déclaration par la France à l’AIEA de ses stocks de plutonium pour 1995 et 1996

Les statistiques distinguent le plutonium séparé de celui contenu dans le combustible non retraité. En termes de prolifération, cette distinction a une portée évidente, les techniques de séparation étant difficiles à maîtriser. Il faut donc se garder de faire la somme du plutonium séparé de celui contenu dans le combustible irradié qui, si on le retraite devient du plutonium déchet.

Mais on ne peut que noter une augmentation de 1995 à 1996 une augmentation du plutonium dit " sur étagère ". Les chiffres 1997 sont en cours d’élaboration. Les indications données à votre Rapporteur laissent penser que cette augmentation s’est poursuivie de manière linéaire.

Par ailleurs, il faut souligner le fait que les 65,4 tonnes plutonium séparé sur étagères fin 1996 comprennent 30 tonnes de plutonium appartenant à des sociétés étrangères. De même, les 152,5 tonnes de plutonium contenu dans les combustibles usés comprennent aussi les combustibles étrangers en attente de retraitement.

Quant aux chroniques relatives aux périodes antérieures, le secrétariat d’Etat à l’industrie, arguant du fait qu’elles reposaient sur des conventions statistiques différentes, n’a pas souhaité les communiquer à vos Rapporteurs.

• Cogema transparente sur le plutonium : il suffisait de le demander

L’ordre de grandeur des stocks doit être discuté si l’on veut s’assurer de la plausibilité des chiffres affichés. A cet égard, il est intéressant de faire un parallèle entre les montants de stocks et les quantités retraitées. Ces quantités de combustibles irradiés sont indiquées dans le tableau suivant, fourni par Cogema.

Le tableau suivant, fourni par Cogema, donne les chiffres précis relatifs à l’utilisation du plutonium issu du retraitement des réacteurs à eau légère. Ces chiffres excluent les quantités de plutonium de qualité militaire extraites par retraitement des combustibles UNGG.

Tableau 7 : fabrications, réexpéditions et stocks de plutonium provenant du retraitement à La Hague des combustibles à eau légère

Ainsi, au total, ce sont 95,9 tonnes de plutonium qui ont été fabriquées à La Hague de 1976 à 1997 par retraitement des combustibles irradiés des réacteurs à eau légère.

Ces données correspondent aux ordres de grandeur attendus. De 1976 à fin 1996, 10 241,6 t de combustibles irradiés ont été retraitées à La Hague. Or en première approximation, le plutonium issu du retraitement représente 0,9 % du tonnage retraité, ce qui représente 92 tonnes environ. Par différence, le plutonium extrait du combustible UNGG représente environ 3,7 tonnes.

Les réexpéditions se font à destination d’usines françaises ou étrangères de fabrication de combustibles. EDF a dans le passé repris une partie de son plutonium pour fabriquer du combustible pour Superphénix et Phénix et ne le fait plus que pour Phénix, ce qui représente des tonnages faibles. Le Japon continue de reprendre du plutonium pour ses RNR Joyo et Monju. Mais le débouché principal est bien entendu la fabrication de Mox.

S’agissant du plutonium provenant des combustibles EDF, la réexpédition se fait désormais vers l’usine Melox, à 100 % en 1997. Les expéditions de plutonium fabriqué à La Hague vers l’usine de Belgonucléaire à Dessel ont cessé depuis la fin 94. La part de l’usine de Cadarache s’est annulée en 1997. Le tonnage réexpédié vers Melox en 1997 a atteint 5,7 tonnes. Le tableau suivant présente l’évolution des réexpéditions de plutonium à partir de La Hague.

Tableau 8 : réexpéditions à partir de La Hague du plutonium issu du retraitement de combustibles des REP EDF vers des usines de fabrication de combustible

S’agissant du plutonium provenant du retraitement des combustibles étrangers, il faut signaler l’augmentation du stock entreposé à La Hague

La montée en charge de l’usine UP3 consacrée au retraitement des combustibles étrangers est en effet rapide depuis 1990. Les quantités produites ont donc augmenté rapidement. Or les réexpéditions ont été très lentes. Sur la période 1990-1997, la moyenne des tonnages réexpédiés atteint seulement 1,8 tonne par an, avec toutefois un doublement par rapport à ce chiffre en 1997. Le tableau suivant présente la chronique des réexpéditions vers l’étranger.

Tableau 9 : réexpéditions à partir de La Hague du plutonium issu du retraitement de combustibles étrangers (réacteurs à eau légère) vers des usines de fabrication de combustible

La loi du 30 décembre 1991 dispose dans son article 3 que " le stockage en France de déchets radioactifs importés, même si leur retraitement a été effectué sur le territoire national, est interdit au-delà des délais techniques imposés par le retraitement. "

La réexpédition des verres contenant les actinides mineurs et les produits de fission est évidemment une obligation aux termes de la loi. On peut discuter du délai d’entreposage nécessaire pour la décroissance de leur charge thermique et radioactive. Pour le plutonium, les délais imposés par le retraitement sont courts. Au contraire d’imposer une attente, une bonne gestion technique du plutonium exige une réutilisation rapide, faute de quoi le plutonium s’empoisonne, du fait de la décroissance radioactive b - spontanée du plutonium 241 qui se transforme en américium 241 avec une période de 14,4 années.

On conçoit bien le manque d’ardeur des clients étrangers à rapatrier leur plutonium. En réalité, ce sont plutôt les autorités politiques qui n’encouragent pas les retours, notamment en période d’élections. Le respect de la loi de 1991 commande que des calendriers clairs de réexpédition soient adoptés et respectés. Les retards risqueraient de ne jamais être rattrapés et La Hague n’a pas vocation à être un entrepôt de plutonium, ni pour EDF, ni pour les clients étrangers de Cogema.

• Le stock total de plutonium d’EDF stabilisé à une vingtaine de tonnes

EDF recycle une partie du plutonium contenu dans ses combustibles irradiés sous forme de Mox (voir plus loin). Un stock outil est donc nécessaire. Son montant est stabilisé à une vingtaine de tonnes depuis 1997. La figure ci-après présente l’évolution de ce stock depuis 1989.

Figure 4 : évolution des stocks de plutonium issus du retraitement des combustibles EDF

• réglementation sur le plutonium et coût du retraitement

Dans la conception française actuelle du retraitement et des résidus " ultimes ", la teneur en plutonium des verres contenant les produits de fission et les actinides mineurs ne doit pas dépasser 0,1 %, sans cette limite posée a priori ait un fondement logique. Dans l’hypothèse où l’on envisage un stockage souterrain, ceci revient à dire que l’on exclut d’y mettre des déchets contenant du plutonium à plus de 0,1 %. Cette contrainte a une incidence lourde sur le coût du retraitement. Le groupe de travail Mandil-Vesseron l’a évaluée.

La figure suivante illustre quels peuvent être les différents concepts de traitement des combustibles usés et leur traduction en termes source.

Figure 5 : les différents concepts de retraitement

La référence est la situation actuelle, soit une teneur de 0,1 % des verres qui contiennent au demeurant 100 % des actinides mineurs. Le coût d’investissement d’une usine de technologie actuelle et d’une capacité de 800 à 1 000 t/an est de l’ordre de 28 à 40 milliards de F 1997.

L’entreposage en surface ou le stockage direct en sub-surface correspondant au non-retraitement, conduit à accepter 100 % du plutonium et des actinides mineurs dans les conteneurs.

A l’autre extrémité de l’échelle " d’exigence ", le retraitement poussé correspond à une situation où la teneur en plutonium est limitée à 0,01 % et celle des actinides mineurs à 1 %. Le groupe Mandil- Vesseron a estimé que le coût du retraitement poussé serait plus élevé de 30 à 50 %, soit un surcoût d’investissement de l’ordre de 14 milliards de F.

Le retraitement simplifié correspond quant à lui à une norme d’acceptation du plutonium à une concentration variant de 1 à 3 %, pour 100 % d’actinides mineurs. L’économie par rapport à la situation actuelle serait de 30 %, soit 10 milliards de F en investissements, les économies de fonctionnement n’étant pas encore précisées.

Au total, le passage de la norme plutonium de 1 % à 0,01 % se traduit par une variation de 87 % du coût d’investissement de renouvellement d’une installation de la taille d’UP3.

Figure 6 : impact de la norme plutonium sur le coût de renouvellement de La Hague – usine similaire à UP3 –

1.2. la montée des isotopes pairs du plutonium au cours de l’irradiation, une donnée fondamentale pour les combustibles et les réacteurs actuels ou futurs

 

L’irradiation du combustible à l’oxyde d’uranium conduit, on l’a rappelé plus haut, à la formation de plutonium à partir de l’uranium 238 fertile. Plusieurs isotopes apparaissent, le plus abondant de loin étant le plutonium 239. Différents facteurs influent sur la proportion de ces isotopes. Or les isotopes du plutonium n’ont pas la même qualité fissile dans les réacteurs à neutrons thermiques. De sorte que le plutonium issu du retraitement est plus ou moins adapté à un recyclage éventuel dans les réacteurs à eau pressurisée.

Dans la situation actuelle où, du fait de la fermeture de Superphénix, la filière des réacteurs à neutrons rapides - qui eux peuvent brûler tous les types de plutonium – perd de son actualité, cette question de la qualité du plutonium de retraitement doit occuper une place fondamentale dans les décisions sur l’aval du cycle.

• montée des isotopes pairs et recyclage du plutonium

Le taux de combustion est un paramètre fondamental de l’exploitation d’un réacteur nucléaire. Par hypothèse, on cherche à le maximiser afin de rentabiliser le coût du combustible et de maximiser le rendement de la centrale, en réduisant les arrêts pour rechargement. Ceci peut se faire en enrichissant le combustible de départ, soit en uranium 235, soit en plutonium 239.

Des améliorations très importantes ont été apportées au combustible à l’oxyde d’uranium, aux alliages des aiguilles de combustible ainsi qu’à l’architecture des cœurs, principalement par l’industrie française qui a pu, de ce fait, renforcer ses positions dans la filière nucléaire. C’est grâce à ces améliorations que les taux d’irradiations ont pu progresser significativement. Des 33 000 MWj/t des années 70, l’on est aujourd’hui passé à une moyenne de 43 000 MWj/t, l’irradiation maximale autorisée étant de 47 000 MWj/t. On n’exclut pas d’ailleurs de repousser cette limite à 52 000 MWj/t.

La limite à respecter dans cette montée des taux de combustion est bien sûr celle fixée par des considérations de sûreté. En effet, l’enveloppe des aiguilles de combustible se fragilise quelque peu au fur et à mesure de l’irradiation. Par ailleurs, les produits de fission formés au cours des réactions s’accumulent dans la gaine, nuisent à sa tenue mécanique et dans une certaine mesure empoisonnent le combustible lui-même. Afin d’éviter des ruptures de gaine qui se traduiraient par une pollution radioactive du circuit primaire de refroidissement, des limites d’exploitation très précises sont imposées par les autorités de sûreté, en fonction du type de combustible et de réacteur.

Il semble bien qu’un autre facteur doive être pris en considération dans l’augmentation du taux de combustion, c’est celle la montée des isotopes pairs du plutonium qui rend celui-ci de plus en plus difficile à recycler dans les réacteurs à eau pressurisée.

Le tableau ci-après illustre la montée des isotopes pairs du plutonium en fonction du taux de combustion.

Tableau 10 : isotopes du plutonium dans le combustible oxyde d’uranium irradié en fonction du taux de combustion

Le même phénomène, bien que dans des proportions moindres, est enregistré avec le combustible Mox. L’augmentation du taux de combustion renforce la proportion des isotopes pairs du plutonium, ainsi que le montre le tableau suivant.

Tableau 11 : l’augmentation des isotopes pairs du plutonium dans le Mox en fonction du taux de combustion

Un autre phénomène plus important dans le cas du Mox doit être souligné. C’est la montée des isotopes pairs du plutonium au fur et à mesure du recyclage.

Le combustible Mox – voir plus loin – est un mélange d’oxyde d’uranium et de plutonium. La concentration moyenne en oxyde de plutonium est de 5,3 %. Afin de maximiser les performances du combustible, un mélange isotopique particulier est effectué où les isotopes impairs représentent environ les deux tiers du total. Le phénomène fondamental est que, comme l’indique le tableau suivant, une montée des isotopes pairs se produit au cours de l’irradiation du combustible Mox.

Tableau 12 : isotopes du plutonium dans le combustible Mox – taux de combustion : 43 500 MWj/t – après refroidissement de 4 ans

Après une irradiation correspondant à 43 500 MWj/t, la part des isotopes pairs passe de 35,8 % du total à 48,2 %.

• les isotopes pairs du plutonium, poisons des réacteurs à neutrons thermiques et excellents combustibles pour les réacteurs à neutrons rapides

Les isotopes pairs du plutonium constituent un poison de la réaction en chaîne dans les réacteurs à eau pressurisée. En revanche, les réacteurs à neutrons rapides sont indifférents à la composition isotopique. La raison en est exposée dans le tableau suivant.

Tableau 13 : ordre de grandeur des sections efficaces des différents isotopes du plutonium

Le cas du plutonium 240 est éclairant à cet égard. En spectre thermique, le nombre de neutrons qu’il réémet pour un neutron capturé est de 0,007. Autrement dit, cet isotope absorbe les neutrons et compromet la poursuite de la réaction en chaîne. Il en est de même pour les autres isotopes pairs. Les isotopes impairs, au contraire, fissionnent en nombre suffisant et réémettent des neutrons, participant ainsi au processus de la réaction en chaîne et en parallèle générant de l’énergie.

Les réacteurs à neutrons rapides sont en conséquence souvent décrits comme des réacteurs " mange-tout ". Ceci vaut pour les actinides mineurs mais bien évidemment et au premier chef pour le plutonium. Mais la fermeture de Superphénix, décidée sans explications par le Gouvernement, signifie l’abandon pour une cinquantaine d’années de la filière des réacteurs à neutrons rapides, technique où la France se trouvait à la pointe mondiale de ce type de réacteurs. Le phénomène de la montée des isotopes pairs du plutonium sous la double action de l’accroissement des taux de combustion et du nombre de recyclage pèse donc de tout son poids sur les réacteurs à eau pressurisée actuel (REP paliers CP1-CP2) et sur les réacteurs à eau pressurisée du futur, en particulier le " European Pressurized Reactor " (EPR).

1.3. le plutonium considéré comme déchet et son immobilisation dans des matrices à longue durée de vie

 

Le plutonium est considéré à juste titre comme une matière à haut potentiel énergétique en France comme dans certains pays en raison de ses caractéristiques fissiles. A l’inverse, d’autres pays le considèrent comme un déchet au demeurant dangereux en raison de son utilisation militaire potentielle mais aussi en raison de sa radiotoxicité. L’immobilisation et la dénaturation du plutonium viennent aujourd’hui au premier plan des préoccupations, en raison de l’abondance des stocks de plutonium militaire. Des travaux de plus en plus nombreux portent sur ce thème. La problématique de l’usage ou du non-usage du plutonium civil pourrait en être modifiée.

• le plutonium militaire issu du démantèlement des armes, un sujet brûlant mais bloqué aux Etats-Unis

Le démantèlement des armes nucléaires opéré suite aux accords de limitation des armements stratégiques, ainsi que l’augmentation de leurs puissances unitaires et la miniaturisation ont divisé par deux le nombre de têtes nucléaires. Au milieu des années 1980, le nombre d’armes s’élevait à 70 000 environ. Aujourd’hui, des estimations concordantes font état de 36 000 têtes dont 14 000 sont en attente d’être démantelées.

La neutralisation du plutonium est un sujet de préoccupation croissant aux Etats-Unis. Ceux-ci doivent en effet non seulement traiter leur propre stock mais ont également signé en 1994 un accord avec la Russie aux termes duquel ils doivent lui acheter des quantités importantes de plutonium – dans un premier temps 500 tonnes –. En janvier 1997 l'administration américaine annonçait sa politique pour traiter son propre plutonium : d'une part le recyclage en Mox et d'autre part son immobilisation dans des matrices de céramique. Depuis 15 mois, le " Department of Energy " (DOE), responsable de la gestion de toutes les matières nucléaires, n'a toutefois pas pris de position.

• Le WIPP ou le tabou brisé du plutonium en stockage géologique

Sauf blocage de dernière minute, le premier centre de stockage souterrain de déchets contenant du plutonium doit être opérationnel aux Etats-Unis à la mi-98. Il s’agit du Waste Isolation Pilot Plant (WIPP). Même s’il ne s’agit pour l’instant que de déchets faiblement contaminés, c'est un précédent important qui pourrait ouvrir la voie au stockage souterrain de matrices à longue durée de vie contenant du plutonium en quantités importantes.

En l’occurrence, 150 000 m3 de déchets nucléaires de la guerre froide actuellement stockés sur 23 sites aux Etats-Unis devraient être stockés dans le WIPP, sur le site de Carlsbad au Nouveau-Mexique. L' "Environmental Protection Agency " (EPA) a donné son feu vert au " Department of Energy " (DOE).

C’est une évolution considérable dans un pays qui , après avoir lancé la problématique des déchets en avance, s’était bloqué non pour des raisons techniques mais pour des raisons d’opinion publique, dans un immobilisme du pouvoir politique qui pouvait se prolonger.

Ce résultat est obtenu après un affrontement aigu entre le Congrès et l’EPA. Cette agence avait fixé des normes de radioprotection à long terme particulièrement sévères. Il s’agissait de garantir qu’un forage, même pratiqué après la disparition de toute archive concernant le site, n’entraînerait pas de contamination de l’environnement. Le Congrès n’a pas hésité en 1995 d’une part à fixer lui-même une norme de radioprotection et, d’autre part, à menacer l’EPA de lui retirer toute responsabilité dans le domaine du nucléaire.

Les transports devraient commencer en juin 1998. Les déchets sont des outils, des vêtements et des objets contaminés par du plutonium lors de la fabrication ou du démantèlement des armes nucléaires. Le stockage est effectué dans une couche de sel souterraine déposée par un ancien océan il y a 225 millions d'années, ce qui donne une échelle de la durée. Cette couche située à – 650 m est considérée comme géologiquement stable.

Dans la même ligne, il semblerait que la décision pourrait être prise aux Etats-Unis de stocker en profondeur 50 tonnes de plutonium militaire après l’avoir immobilisé dans des matrices de céramique.

• de nouvelles matrices d’immobilisation à très long terme pour le plutonium

Les techniques de piégeage d’un élément lourd comme le plutonium font à l’heure actuelle de nombreux progrès. L’insertion dans une matrice de verre est une technique industrielle démontrée chaque jour par Cogema à La Hague. En complément à ce procédé, apparaissent d’autres techniques comme celles des céramiques, qui semblent particulièrement prometteuses pour le plutonium.

Ainsi, en France, des chercheurs de l'IN2P3 ont réussi à synthétiser un phosphate de thorium de formule Th₄(PO₄)₄P₂O₇ dans lequel on peut remplacer une partie des ions thorium par des ions uranium ou plutonium, sans que la structure cristalline du phosphate de thorium change. On crée ainsi une solution solide dans laquelle des atomes de plutonium remplacent de 25 à 41 % des atomes de thorium.

Des équipes australiennes et américaines développent quant à elles des composés à base de silicate et de titanate qui présentent des propriétés similaires à celles des roches trouvées dans la nature.

Ces techniques s’inspirent de ce que l’on trouve dans la nature où de nombreuses roches conservent à l’état de trace de l’uranium ou thorium. On a en effet mis en évidence à Oklo (Gabon) des piles atomiques spontanées qui ont fonctionné pendant 500 ans et ceci il y a 2 milliards d’années. Un confinement efficace des sous-produits des réactions nucléaires a été réalisé, naturellement, par des roches du même type que celles étudiées, pendant la même durée, soit la moitié de l'âge de la Terre.

Les matrices cristallines synthétiques actuellement étudiées –phosphates diphosphates de thorium, silicates de zirconium, monazites, apatites – devraient être assez stables pour immobiliser des matériaux radioactifs jusqu'à des milliards d'années.

Le tableau suivant présente une évaluation des performances comparées des différentes matrices.

Tableau 14 : performances de différents matériaux vis-à-vis de la lixiviation

Les chiffres ci-dessus sont relatifs à la dissolution dans de l’eau distillée, un milieu beaucoup plus oxydant et corrosif que les eaux basiques et réductrices que l’on trouve en sous-sol. Ils peuvent sembler décevants, dans la mesure à la durabilité des matrices doit se compter en millions d’années. En réalité, dans le cas du diphosphate de thorium, le mécanisme de dissolution porterait en lui-même un auto-blocage. En effet, le passage en solution du solide est rapidement contré par la très faible solubilité du phosphate. A peine dissout, le diphosphate de thorium précipite rapidement à la surface de la matrice. Une sorte de réparation automatique de l’attaque initiale se produit donc. Des expériences sont en cours pour vérifier la portée de ce mécanisme et estimer la durabilité à long terme.

Dans ce créneau prometteur, la France, grâce au CNRS, qui a bien sûr déposé les brevets nécessaires, semble avoir une avance sur les autres pays. Selon certaines informations, les Etats-Unis testeraient le procédé français.

En tout état de cause, des céramiques des types ci-dessus devraient être préférées aux verres pour piéger des déchets radioactifs à haute activité, dès lors que les éléments sont séparés. La technique du verre s’appliquerait mieux aux mélanges d’éléments différents. De plus les céramiques semblent mieux résister dans la durée à la lixiviation que les verres.

Il est donc vraisemblable que la voie inaugurée par l’IN2P3 débouche sur des applications. La condition en est évidemment que ses coûts de mise en œuvre deviennent compétitifs. Les verres, compte tenu des volumes actuellement fabriqués, garderont toutefois longtemps une avance à cet égard. Une autre condition, fondamentale, est aussi que l’on ne puisse facilement récupérer le plutonium une fois celui-ci placé en solution solide. Différents stratagèmes peuvent être imaginés à cet égard, comme la pollution du plutonium par des poisons radioactifs. Ces poisons pourraient être introduits au moment de la fabrication ou au contraire être fabriqués par irradiation neutronique.

En tout état de cause, des résultats complémentaires sont nécessaires pour éventuellement confirmer que l’on peut immobiliser des quantités importantes de plutonium pour des durées très longues, avec efficacité et sûreté, notamment en prévenant toute possibilité d’extraction du plutonium des céramiques.

Si cette possibilité était avérée, c’est toute la problématique du plutonium – déchet ou combustible – qui pourrait être déplacée.

1.4. le plutonium considéré comme un combustible et son recyclage dans le Mox : contraintes techniques

 

Le Mox, mélange d’oxyde d’uranium et de plutonium, constitue un combustible utilisable dans les réacteurs à eau pressurisée moyennant quelques adaptations des réacteurs et sous certaines limites. Le bilan d’introduction du Mox en France est positif. C’est pourquoi EDF entend l’étendre progressivement à un nombre accru de tranches nucléaires. La poursuite de cette introduction conditionne l’équilibre économique de l’aval du cycle.

• plusieurs types de Mox et plusieurs configurations de cœur contenant du Mox

Le Mox (Mixed Oxide Fuel) est composé d’oxydes d’uranium et de plutonium. Des variantes existent tant pour le ratio uranium 235 fissile / uranium 238 fertile de l’oxyde d’uranium que pour la teneur globale de l’oxyde de plutonium et sa composition isotopique. Par ailleurs, il faut noter que le nombre d’assemblages combustibles contenant du Mox varie, selon les cas, par rapport au nombre total d’assemblages du cœur d’un réacteur.

Le minerai d’uranium comprend en moyenne 0,1 à 0,5 % d’uranium. La composition isotopique de cet uranium naturel est de 0,7 % en uranium 235 fissile. Après enrichissement, l’on aboutit à une teneur de 3,5 % en uranium 235. L’uranium appauvri résultant de l’enrichissement comprend quant à lui 0,2 % d’uranium 235. L’oxyde d’uranium utilisé pour fabriquer le Mox était traditionnellement l’uranium naturel. L’uranium appauvri produit en aval des usines d’enrichissement lui est de plus en plus souvent préféré. L’abaissement de 0,7 % à 0,2 % de la teneur en uranium 235 ainsi réalisé permet en effet d’augmenter la concentration en oxyde de plutonium, donc sa consommation globale.

Le Mox est placé dans des crayons qui eux-mêmes sont assemblés de différentes façons. Les réacteurs à eau bouillante utilisaient dans le passé des assemblages à îlot de plutonium. Au sein de chaque assemblage, les crayons Mox étaient placés dans une zone centrale et les crayons à uranium enrichi à la périphérie. Au contraire, les réacteurs à eau pressurisée " moxés " contiennent des assemblages " tout Mox " qui ne contiennent que des crayons Mox. Les réacteurs REP 900 MW du palier CP1-CP2 se caractérisent par des assemblages tout Mox. Au sein de chaque assemblage, l’on fait varier la teneur en oxyde de plutonium. La périphérie, le centre et la zone moyenne comportent des crayons de teneurs différentes en plutonium – selon le schéma ci-après –.

Figure 7 : exemple d’assemblage de combustible Mox utilisé dans des REP français de 900 MWe

Globalement, deux paramètres peuvent être utilisés pour faire varier le contenu global en Mox d’un réacteur à eau pressurisée : d’une part la teneur en oxyde de plutonium de chacun des assemblages et d’autre part le nombre d’assemblages de Mox par rapport au nombre total d’assemblages présents dans le coeur. Ces deux paramètres permettent, dans des limites précises fixées par la sûreté, de faire varier le tonnage de plutonium recyclé dans un REP.

• un maximum de 12 % de plutonium dans le Mox

Au cours de l’irradiation d’un combustible classique à l’oxyde d’uranium, il se crée, on l’a déjà mentionné, du plutonium sous différents isotopes. En réalité, la proportion de plutonium 239 se stabilise globalement dans l’ensemble du cœur. En effet, le taux de transformation de l’uranium 238 en plutonium 239 équilibre la disparition de celui-ci par fission. En revanche, apparaissent au fur et à mesure du fonctionnement du réacteur et de plus en plus, les isotopes Pu 240, Pu 241 et Pu 242. Comme on l’a vu plus haut, la part des isotopes pairs est d’autant plus importante que l’irradiation du combustible est plus élevée.

Or les propriétés neutroniques des différents isotopes du plutonium diffèrent de celles de l’uranium. Elles diffèrent également les unes des autres. En particulier, les isotopes pairs du plutonium empoisonnent la réaction de fission dans les réacteurs à eau pressurisée. On considère qu’une réaction en chaîne peut avoir lieu pour un nombre de neutrons émis par neutron absorbé supérieur ou égal à 1,3. Les isotopes pairs du plutonium – Pu 238, Pu 240 et Pu 242– avec des valeurs très inférieures en spectre thermique, sont donc des poisons de la réaction en chaîne.

Sur un plan général, la fission d’un noyau d’uranium 235 produit deux fragments qui réémettent deux à trois neutrons de haute énergie (environ 2 MeV). Dans un réacteur à eau pressurisée, ces neutrons perdent rapidement leur énergie à la suite de chocs contre les noyaux d’hydrogène de l’eau. En tout état de cause, cela est nécessaire à un bon entretien de la réaction en chaîne.

Si la fission de l’uranium 235 se produit sous l’action des neutrons de tout type d’énergie, la probabilité de fission est plus importante lorsque le neutron incident est faiblement énergétique. Grâce à l’eau, les neutrons sont ralentis par chocs élastiques. Leur énergie diminue jusqu’à atteindre un niveau, inférieur à 0,5 eV, où la probabilité d’absorption par le noyau et donc de fission est plus importante.

La présence de plutonium dans le combustible Mox modifie la situation. Les isotopes 239 et 241 du plutonium présentent une résonance d’absorption pour des valeurs d’énergie voisines de 0,5 eV. Ceci veut dire que l’absorption de neutrons peut être multipliée par 10 ou 100. En conséquence, les neutrons susceptibles de voir diminuer leur énergie jusqu’au niveau optimal sont moins nombreux. Le spectre est dit durci. Il y a moins de neutrons de basse énergie et plus de neutrons d’énergies intermédiaires, dits épithermiques. Les poisons de contrôle – le bore dans les réacteurs à eau pressurisée – sont moins efficaces. Les grappes de commande le sont également.

Par ailleurs, le plutonium produit moins de neutrons retardés que l’uranium 235. On constate donc que le cœur est plus nerveux.

Pour toutes ces raisons, une limite à la teneur en plutonium du combustible Mox doit être fixée. Pour ce faire et pour chaque concept de cœur envisagé, des calculs complexes doivent être réalisés en examinant les conséquences des différents incidents et accidents potentiels de fonctionnement du réacteur. Pour simplifier, les résultats de ces calculs montrent que le pourcentage maximal admissible de plutonium par rapport à l’uranium est d’environ 12 %.

• la modification du design initial des réacteurs 900 MWe et la limitation du pourcentage d’assemblages Mox à 30 % du total

La limitation à 12 % de la teneur en plutonium du Mox n’est pas la seule contrainte portant sur le recyclage du plutonium dans les réacteurs à eau pressurisée. En réalité, l’utilisation du Mox impose des modifications de la conception et des investissements complémentaires sur les REP des tranches CP1-CP2. Ainsi que l’a indiqué Framatome à vos Rapporteurs, ces modifications sont d’ampleur limitée mais incontournables .

Du fait de la présence de plutonium fissile dans le combustible, des neutrons à haute énergie non ralentis provoquent un nombre de fissions plus important que dans le combustible classique. La première conséquence en est que les moyens de contrôle de la réactivité qui agissent principalement sur les neutrons lents sont moins efficaces. Il faut donc les renforcer. Des grappes de contrôle supplémentaires sont donc installées dans ce but sur les réacteurs et les teneurs en bore sont augmentées. Dans le cas particulier des réacteurs 900 MWe, ce sont quatre grappes noires supplémentaires qui ont été rajoutées.

Par ailleurs, les réacteurs " moxés " se caractérisent par une diminution des contre-réactions de vide et l’on peut atteindre avec des quantités moindres, en dehors de la présence d’eau, la criticité. En outre, un nombre plus réduit de neutrons retardés étant émis après une fission, le combustible est plus sensible à des variations rapides de réactivité. Ces phénomènes sont prévenus par des exigences précises sur la maîtrise de certains transitoire et par un renforcement des capacités de refroidissement à long terme. C’est ainsi que, sur les réacteurs 900 MWe, la concentration en bore et les volumes disponibles des réservoirs d’appoint en bore sont augmentés, de même que la concentration du réservoir de stockage de la piscine.

Une fois effectués ces changements mineurs d’équipement et de modes de conduite, le réacteur présente des caractéristiques intéressantes pour l’exploitation, comme une perte de réactivité moindre qu’avec le combustible classique.

Dans tous les cas, la pratique actuelle française est que les assemblages combustibles confectionnés avec du Mox ne représentent que 30 % du total. Par ailleurs, des contraintes de gestion particulières sont assignées au combustible Mox qui ne peut séjourner aussi longtemps en réacteur que le combustible à l’oxyde d’uranium. Un réacteur 900 MWe fonctionnant au combustible standard à l’oxyde d’uranium est rechargé par quart de cœur, avec une longueur de campagne de 12 mois, c’est-à-dire tous les ans. Un réacteur " moxé " continue d’être rechargé par quart de cœur pour le combustible UO2, mais est rechargé par tiers de cœur avec du combustible Mox, la durée de la campagne restant de 12 mois .

La montée des taux de combustion des combustibles à l’uranium que l’exploitant appelle de ses vœux pour augmenter la rentabilité, induit une nouvelle contrainte en aval. En effet, le combustible ultérieurement retraité comporte du plutonium de qualité dégradée, ainsi qu’on l’a vu plus haut. En termes techniques, on parle d’une dégradation du vecteur isotopique du plutonium, ce qui veut dire que le plutonium retraité comporte une proportion accrue d’isotopes pairs. En conséquence, il est nécessaire d’augmenter la teneur en plutonium du Mox.

Un dossier en cours d’instruction par les autorités de sûreté depuis 1996 sollicite en conséquence l’augmentation de la teneur en plutonium. Le tableau suivant présente les caractéristiques de la gestion projetée si les autorisations demandées sont accordées.

Tableau 16 : gestion du Mox fabriqué avec du plutonium provenant des combustibles fortement irradiés

Par ailleurs, la gestion séparée des assemblages Mox – 3 cycles – et des assemblages standards – 4 cycles – complique l’exploitation pour EDF. En conséquence, un projet a été lancé par EDF, intitulé " Parité Mox ", pour s’affranchir de cette contrainte. Le tableau suivant indique quelles pourraient alors être les caractéristiques d’exploitation des réacteurs ainsi moxés.

Tableau 17 : objectifs du projet " Parité Mox " à horizon 2002

L’étude de faisabilité a récemment conclu que la teneur en plutonium du Mox doit être de 8,65 % et que quatre grappes d’arrêt supplémentaires sont nécessaires ainsi qu’une augmentation du réservoir de stockage de la piscine. Compte tenu des rapports de sûreté à élaborer et des modifications à réaliser sur les tranches, cette gestion pourrait être mise en service à la fin de l’année 2002.

Quant aux perspectives d’augmenter le pourcentage d’assemblages de Mox, elles sont peu encourageantes. Framatome écrit : " pour utiliser le Mox à des taux supérieurs à 30 %, des modifications devront être faites, dont la mise en œuvre sur les tranches existantes sera coûteuse avec des délais d’intervention importants. En tout état de cause, un taux de recyclage supérieur à 40 % n’est pas envisageable sans une refonte complète de ces tranches et une nette remise en cause de leur capacité de suivi du réseau ".

• l’introduction du Mox dans les réacteurs de 1300 MWe envisageable à l’horizon 2005

L’introduction du Mox dans les réacteurs des paliers P4-P’4 de 1 300 MWe est envisageable sur un plan technique, même si son opportunité n’est pas actuellement discutée.

Les réacteurs de 1 300 MWe présentent huit emplacements disponibles pour des grappes de contrôle supplémentaires. Ce facteur favorable est en partie compensé par l’absence dans ces réacteurs de réservoir de bore concentré dans le système d’injection de sécurité. Selon Framatome, il est vraisemblable que cet inconvénient puisse être compensé par l’augmentation de la concentration en bore des réservoirs pour des quantités de plutonium modérée.

Des études sont en cours pour déterminer les conditions d’une introduction du Mox dans les réacteurs du palier 1300 MWe. Le tableau suivant en résume les grandes lignes.

Tableau 18 : conditions et perspectives d’introduction du Mox dans le palier 1 300 MWe

Il apparaît que le recyclage du plutonium dans les REP 1 300 MWe devrait être possible à un taux modéré de l’ordre de 20 à 30 %, moyennant une conclusion positive sur les situations accidentelles de refroidissement.

Le passage à 100 % d’assemblages Mox nécessiterait selon toute vraisemblance un redimensionnement de certains systèmes après des études poussées et donc des modifications coûteuses et des temps d’arrêt importants.

• le Mox dans les réacteurs de 1 450 MWe : un problème analogue à celui des réacteurs 1 300 MWe

Les réacteurs du palier N4 sont équipés d’un schéma de grappes renforcé. Des marges importantes existent en conséquence pour l’arrêt en cas d’accident de refroidissement. L’ajout de grappes supplémentaires permettrait de répondre à la question. Le palier N4 se présente en conséquence de façon voisine de celle du palier P4-P’4.

• le Mox et l’EPR : une question stratégique

Le réacteur du futur EPR peut-il servir à recycler en masse le plutonium issu du retraitement ? Telle est la question fondamentale pour les 50 prochaines années du nucléaire sur laquelle il convient de se pencher en détail.

Il importe en particulier de savoir si de nouvelles tranches – en l’occurrence des EPR –, venant en supplément du parc actuel, pourraient contribuer à la consommation du plutonium issu du retraitement.

Si l’on considère l’avenir à plus long terme, il s’agit aussi de déterminer si les tranches venant en renouvellement des premiers réacteurs du palier CP0 pourraient modifier l’équilibre du cycle du combustible.

La définition du réacteur européen à eau pressurisée du futur a commencé en 1992. NPI, filiale commune de Framatome et de Siemens créée en 1989 en assume la maîtrise. Les principales dates de la progression de ce projet sont les suivantes. A la fin 1993, un document relatif aux concepts de sûreté retenus est adressé aux autorités de sûreté françaises et allemandes. En 1994, le groupe permanent réacteur étudie le document correspondant. Une lettre cosignée par les autorités de sûreté française et allemande manifeste l’approbation pour les orientations initiales. La conception de base " Basic Design " commence alors. Les études sont terminées en juin 1997. Le rapport résultant intitulé " Basic Design Report " est déposé en octobre 1997 auprès des autorités de sûreté en octobre 1997. L’année 1998 est employée à l’optimisation des conditions d’exploitation du futur réacteur, notamment sur le plan des coûts.

Ce réacteur évolutionnaire devrait avoir une puissance de 1 525 MWe, encore qu’on étudie à l’heure actuelle dans quelles conditions celle-ci pourrait être portée à 1 700 – 1750 MWe. La durée de vie de l’îlot nucléaire devrait être portée à 60 ans contre 40 ans initialement prévus pour les réacteurs actuels. Le premier objectif est celui de l’augmentation de la sûreté par rapport à celle déjà remarquable des réacteurs actuels les plus avancés. Parmi les dispositifs devant y conduire, figurent le renforcement de l’enceinte, l’introduction d’un système de refroidissement dédié par aspersion, des systèmes de dépressurisation, des recombineurs catalytiques d’hydrogène et un dispositif étanche de récupération du corium. Un deuxième objectif est celui d’accroître la simplicité d’exploitation. Elle sera obtenue grâce à une amélioration de la fiabilité des composants, un fonctionnement et une maintenance facilités, une réduction des marges d’erreur humaine et une radioprotection meilleure.

Au plan de son architecture technique, l’EPR serait relativement proche du réacteur N4. A ce titre, le circuit primaire principal comprendrait 4 boucles comprenant chacune un générateur de vapeur et un système de pompes associées. Les réserves d’eau seraient accrues pour des motifs de sûreté. Le cœur comprendrait 245 assemblages combustibles contre 205 pour le réacteur N4.

La question du recyclage du plutonium, fondamentale pour l’étude de l’aval du cycle, est à l’heure actuelle en cours d’approfondissement. La version de base de l’EPR permet le monorecyclage du plutonium au taux de 50 % dans des gestions de 18 mois. La teneur moyenne en plutonium est de 11 %. Le vecteur isotopique correspond à un combustible uranium déchargé à 60 000 MWj/t. Fort opportunément et d’une certaine manière en contrepartie, les systèmes de l’EPR sont conçus pour utiliser du bore enrichi en bore 10.

Cette option apporte une souplesse importante vis-à-vis de l’utilisation du Mox. En conséquence, pour aller au-delà de 50 % d’assemblages Mox, seules quelques modifications mineures devraient être apportées aux systèmes de la chaudière.

Vos Rapporteurs ont pu obtenir des précisions supplémentaires de Framatome, sur les études en cours relatives à un recyclage accru du plutonium dans l’EPR, à propos duquel les études CAPRA menées sur Superphénix auraient été fort utiles. Le tableau suivant récapitule les différentes possibilités qui devraient être offertes par ce réacteur du futur.

Tableau 19 : l’EPR et le recyclage du plutonium – performances attendues

Les études en cours montrent qu’un arbitrage sera vraisemblablement nécessaire entre l’augmentation de puissance, telle qu’elle est projetée, et le passage à 100 % de Mox dans le réacteur.

Pour passer à 100 % d’assemblages Mox, il faudra en effet utiliser des assemblages à rapport de modération légèrement accru. Ceci sera obtenu par suppression de 36 crayons combustible de l’assemblage standard de l’assemblage standard 17x17. Ainsi que l’écrit Framatome : " l’utilisation de ces assemblages efface en partie la perte d’efficacité que subissent le bore et les grappes de contrôle dans un coeur Mox par rapport à un coeur UO2. La possibilité d’enrichir le bore en bore 10 vient encore augmenter l’efficacité de ce moyen de contrôle. Le résultat est que vis-à-vis du contrôle de la réactivité, le cœur 100 % Mox n’est pas plus pénalisant qu’un cœur 50 % Mox. Par ailleurs, l’introduction de 36 trous d’eau par suppression des crayons combustible correspondant a pour conséquence une augmentation de la puissance linéique, ce qui se traduit par une perte de marges sur le cœur. Cela est acceptable pour le niveau de puissance actuel de l’EPR, mais ne permettrait vraisemblablement pas une augmentation de 15 % de puissance envisagé aujourd’hui. La pénalité pourrait être de l’ordre de 5 %, pour des cœurs 100 % Mox. "

Un autre arbitrage devrait par ailleurs être effectué entre le passage à 100 % Mox et la durée de vie de la cuve, qui devrait en tout état de cause être diminué par la présence accrue d’assemblages Mox.

Il reste que l’EPR moxé permettrait, ainsi que le montre le tableau ci-après, une consommation nette de plutonium, avec toutefois comme conséquence un accroissement des quantités produites d’actinides mineurs (américium, neptunium et curium), ce qui accroît les difficultés du stockage à long terme.

Tableau 20 : estimation des consommations ou des productions de plutonium et d’actinides dans l’EPR, suivant ses versions

En première approximation, on peut considérer qu’une tranche EPR moxé à 100 % serait susceptible de consommer environ 3 tonnes de plutonium par an.

• la faisabilité et l’opportunité du retraitement du Mox

Le combustible Mox irradié contient davantage de plutonium et d’actinides mineurs que le combustible standard. Toutefois, la démonstration a été faite que le procédé Purex s’adapte sans grandes difficultés au Mox irradié.

En 1991-1992, le CEA, dans son atelier pilote de Marcoule, retraitait avec succès 2,1 tonnes de Mox provenant de la centrale allemande de Graffenheinfeld. La COGEMA, quant à elle, retraitait en 1992 à La Hague-UP2 4,7 tonnes de Mox issu d’Obrigheim-Neckar-Unterweser.

Deux et peut-être trois recyclages du plutonium semblent en tout état de cause possibles, ainsi que l’expose le document Mandil-Vesseron. La durée des opérations de stockage et de traitement est toutefois à prendre en considération.

Compte tenu de la lenteur relative de la décroissance radioactive et thermique du Mox irradié, un recyclage du plutonium dans le Mox prendrait une douzaine d’années. Deux à trois recyclages s’étendraient sur une durée de 24 à 36 ans. En tout état de cause, les actuelles installations de retraitement pourraient convenir, à condition toutefois que leur fonctionnement et en particulier leur niveau de sûreté permettent d’en prolonger l’usage.

L’un des problèmes restant à examiner a trait à l’impact de la composition du Mox irradié sur les déchets, les rejets et les effluents. Il est à l’étude.

Le deuxième problème à résoudre – probablement le plus important – porte sur la modification de la composition du Mox qu’il faudrait introduire au fur et au mesure des recyclages.

Le Mox actuel comprend 5,3 % de plutonium. Au fur et à mesure de l’irradiation, les isotopes pairs du plutonium, notamment le plutonium 242, voient leur concentration augmenter dans le combustible. Or leur neutronique dans les REP est beaucoup moins favorable à la réaction en chaîne que les isotopes impairs. Deux réponses sont alors possibles. La première consiste à augmenter la teneur en plutonium au-delà des 5,3 % actuels. Cette solution présente une limite en termes de nombre de recyclages possibles. L’autre réponse consiste à accroître non pas la teneur en plutonium mais celle de l’uranium 235 fissile.

Le recours à un uranium davantage enrichi est considéré par le CEA comme à la fois plus novateur et plus prometteur. L’impact de cette solution sur les déchets radioactifs à haute activité reste à mesurer.

Mais dans la mesure où l’ensemble du combustible à l’oxyde d’uranium ne serait pas retraité, il paraît inutilement compliqué de recycler le Mox.

• le combustible Mix : une solution coûteuse et peu efficace vis-à-vis du plutonium

L’on a vu précédemment que l’augmentation de la teneur en plutonium du Mox est limitée par la physique neutronique. La deuxième solution consiste à préparer des cœurs à 100 % d’assemblages Mox. Mais ceci ne peut se faire actuellement. Les combustibles existants ne peuvent convenir. Les systèmes de commande des réacteurs – les grappes de contrôle – sont quant à eux insuffisants.

Une autre solution peut être en conséquence imaginée, celle du combustible Mix. L’idée est de diluer du plutonium dans tous les assemblages combustibles des réacteurs à eau pressurisée. Cette solution est possible à condition que l’on augmente la teneur en uranium 235. Les calculs montrent que des taux de combustion de 55 000 MWj/t pourraient être atteints pour des teneurs de 2% en plutonium et de 3,8 % en uranium 235.

Un premier inconvénient de cette solution est que l’ensemble des réacteurs à eau pressurisée devraient être adaptés pour utiliser ce combustible. La viabilité économique du combustible Mix reste ainsi à démontrer. Framatome évalue le surcoût total de passage à ce combustible à 3 milliards de francs par an.

Par ailleurs, les stocks de plutonium seraient bien stabilisés avec le Mix. Mais ceci n’arriverait qu’au bout de 50 ans, alors que dans l’intervalle une croissance du stock net de plutonium se produirait.

On peut signaler également un autre inconvénient. Selon toute vraisemblance, la technique du Mix conduirait certes à stabiliser le plutonium mais parallèlement à augmenter inévitablement la proportion d’actinides mineurs dans le combustible irradié.

1.5. EDF bloquée à 16 tranches moxées mais candidate pour 12 autorisations supplémentaires

 

La France ne fait pas cavalier seul pour le recyclage du plutonium dans le Mox. Bien au contraire, elle n’est venue qu’en deuxième ligne sur cette question, par rapport à l’Allemagne. Pour autant, la détermination d’EDF est claire. Il s’agit pour l’exploitant d’introduire du Mox dans tous les réacteurs du palier CP1-CP2 pour lesquels cela peut se faire sans modification majeure des réacteurs. Au total, l’objectif est donc bien de moxer 28 tranches dans les meilleurs délais. Pour les paliers P4-P’4, la question n’est pas à l’ordre du jour. Quant au futur EPR, EDF l’appelle de ses vœux, sous certaines conditions toutefois.

La politique d’EDF d’introduction du Mox s’inscrit dans une démarche responsable vis-à-vis de l’ensemble du cycle du combustible. Il est cependant clair que l’ouverture du marché de l’électricité début 1999, après transposition de la directive européenne, devrait renforcer l’impératif de compétitivité du prix du kWh, ce qui risque de lui faire évoluer à la marge sa stratégie nucléaire.

• une stratégie globale de l’aval du cycle

Ainsi que M. Pierre Daurès, son directeur général l’a exposé à vos Rapporteurs, la stratégie d’aval du cycle d’EDF repose sur deux choix fondamentaux.

Le premier choix est relatif au plutonium qu’EDF considère actuellement comme une matière première énergétique. L’objectif est donc de le recycler dans les réacteurs REP 900 MWe. Pour ce faire, EDF recourt au retraitement proposé par Cogema. Mais, en tout état de cause, c’est la capacité d’absorption recyclage du plutonium dans les réacteurs du palier CP1-CP2 qui conditionne le volume des combustibles retraités. EDF entend ainsi respecter le " principe d’égalité des flux ", afin de ne pas accumuler du plutonium sur " étagères ", ce qui paraît être de bonne gestion.

Le deuxième choix fondamental a trait à la composition des déchets finaux. En premier lieu, lors du retraitement, une extraction maximale du plutonium est recherchée afin de minimiser sa présence résiduelle dans les stockages finaux et de tirer le meilleur des installations de séparation. En deuxième lieu, EDF se fixe comme objectif de minimiser les volumes des déchets ultimes.

• EDF soucieuse d’obtenir l’autorisation de moxer 28 tranches

Le flux annuel de combustibles usés et déchargés des réacteurs EDF est d’environ 1 200 tonnes par an. Ce flux baisse légèrement d’une année sur l’autre en raison de l’augmentation régulière de la performance des combustibles qui peuvent rester plus longtemps en réacteur. Mais l’ordre de grandeur ne change pas.

Sur ces 1 200 tonnes par an, l’utilisation optimale des capacités de retraitement de La Hague a conduit EDF à retenir une part de combustibles retraités " rapidement " d’environ 850 tonnes par an. Ceci correspond, avec la gestion hybride UO2/Mox, à la fabrication de 21 à 22 " recharges " de combustibles Mox par an. Aucun stock tampon n’existe sur les sites. EDF souhaite donc disposer d’une certaine souplesse dans la gestion du parc et donc d’un nombre de tranches autorisées un peu plus élevé que le strict nombre de recharges. D’où le souhait d’EDF d’être autorisé à moxer les 28 tranches des paliers CP1-CP2. Le tableau suivant indique la situation administrative et opérationnelle des 28 tranches de ce palier.

Tableau 21 : état d’avancement du moxage du palier EDF 900 MWe CP1-CP2

Début janvier 1998, le décret d’autorisation de chargement de Mox dans les 4 tranches de Chinon 1-4 est déposé à la signature des ministres de l’industrie et de l’environnement, après que l’enquête publique a été réalisée en 1997 et que la CIINB a donné son avis favorable en décembre 1997.

Quant aux tranches de Gravelines 4 et 5, Le Blayais 3 et 4 et Cruas 1 à 4, les demandes d’autorisation de lancement de l’enquête publique ne sont pas accordées pour l’instant, bien que de l’avis d’EDF, aucun problème technique ne se pose.

Selon EDF, le nombre maximal de recharges Mox que l’on peut charger chaque année avec 16 tranches est de 14. Pour fabriquer ces 14 recharges, il faut retraiter 550 tonnes par an, s’il s’agit de combustible à faible taux de combustion ou 650 tonnes par an s’il s’agit de combustible avec un fort taux de combustion.

En conséquence, EDF se verrait contrainte d’adopter l’une des solutions suivantes : l’abandon du principe d’égalité des flux ou la réduction du flux annuel de retraitement.

L’abandon du principe d’égalité des flux ne paraît pas souhaitable à EDF. L’accumulation de plutonium inutilisé n’est pas prévue dans l’organisation actuelle de l’aval du cycle. La quantité du stock de plutonium appartenant à EDF correspond à un stock outil, nécessaire dans la perspective de la fabrication du Mox. Ce stock outil est limité à son minimum et se stabilise à une vingtaine de tonnes.

En cas de non-autorisation de moxage de 28 tranches, pour des raisons qui échappent à la sagacité des auteurs du rapport et de continuation du retraitement au rythme actuel, comme l’impose le contrat passé avec Cogema, le stock augmenterait annuellement de 2,7 tonnes, ce qui serait à tous égards regrettable.

L’entreposage pour un éventuel réemploi ultérieur de cet excédent de plutonium ne serait pas en tout état de cause une solution satisfaisante. En effet, le plutonium subit une dégradation spontanée et progressive, avec la formation d’américium 241 à partir de plutonium 241. Au-delà de 3 à 4 ans, il est nécessaire de le traiter à nouveau pour extraire l’américium. Une opération de ce type se fait à des coûts voisins de ceux du retraitement. Enfin, l’entreposage d’une quantité accrue de plutonium poserait par ailleurs d’évidents problèmes de sécurité et de sûreté coûteux à résoudre.

La deuxième solution pour faire face à une limitation à 16 tranches consiste à diminuer la quantité de combustible usé retraitée à La Hague. Le contrat actuellement en vigueur entre EDF et Cogema vient à expiration en 2 000. Dès lors, deux situations se profileraient à l’avenir.

La première serait que les conditions financières du nouveau contrat de retraitement soient inchangées, en dépit d’une diminution de 200 tonnes environ des quantités retraitées. Dans ce cas de figure, Cogema répartirait ses frais fixes sur une quantité moindre, pour s’assurer un revenu identique. Le coût du Mox pour EDF risquerait de devenir alors prohibitif et d’entraîner une perte de compétitivité, compromettant ainsi son intérêt.

La deuxième éventualité serait que Cogema maintienne ses tarifs unitaires aux niveaux actuels afin que son offre reste concurrentielle par rapport à son concurrent britannique BNFL. Dans ce cas, Cogema serait obligée de réduire son outil industriel de La Hague. Dans la mesure où une baisse des contrats de retraitement étrangers est anticipée, il est probable qu’une seule des deux usines serait alors nécessaire pour satisfaire tant la demande nationale que la demande extérieure. EDF chiffre à 1 500 le nombre de suppressions d’emploi direct chez Cogema et à 1 500 emplois supplémentaires les suppressions chez les sous-traitants.

EDF n’est favorable à aucune de ces solutions. C’est pourquoi la montée à 28 tranches moxées autorisées lui paraît une décision indispensable et urgente.

• une attitude prudente pour le reste du parc

L’introduction du Mox n’est pas, en revanche, à l’ordre du jour pour les réacteurs des paliers CP0 (900 MWe de première génération), P4-P’4 (1 300 MWe) et N4 (1 450 MWe). EDF ne la souhaite pas pour le moment. Pour accroître la rentabilité des réacteurs précités, Electricité de France privilégie en effet l’allongement des campagnes à 18 mois. C’est l’amélioration des performances des combustibles qui permet la présence accrue des combustibles dans le cœur, avec comme conséquence heureuse une meilleure rentabilité du combustible et une diminution des frais de déchargement-rechargement.

Cette politique d’allongement de la durée des cycles d’exploitation est déjà largement mise en œuvre pour les tranches 1 300 MWe. Elle doit faire l’objet d’un accord de l’autorité de sûreté à la mi-98 pour les tranches CP0. Une réflexion est en cours à ce sujet pour les 4 tranches N4.

EDF souligne les avantages d’un parc " bicolore ", dans lequel une partie du parc est " moxée " avec des campagnes annuelles, et l’autre partie est chargée uniquement en combustibles UO2, avec des campagnes à 18 mois.

Pour EDF, cette configuration constitue, " dans les conditions actuelles ", une sorte d’optimum entre la nécessité de garantir l’équilibre du réseau par une répartition judicieuse des arrêts de tranche sur l’année, le souci de baisser les coûts de maintenance, la performance des combustibles et la stratégie de l’aval du cycle.

• pour un EPR moxé à 15 %

Pour avoir une vision à long terme de l’aval du cycle, il est évidemment nécessaire d’inclure dans les réflexions l’EPR.

L’EPR qu’EDF semble appeler de ses vœux serait moxé à 15 %. Comme on l’a vu précédemment, Framatome estime qu’il est possible de monter beaucoup plus haut en pourcentage d’assemblages de Mox. Mais cette solution ne semble pas retenir l’attention d’EDF qui insiste sur le fait que l’exploitation ne doit pas être sensiblement modifiée par l’introduction du Mox.

Les projections effectuées par EDF sur le long terme indiquent qu’un parc de deuxième génération entièrement constitué de réacteurs EPR moxés à 15 % serait en mesure de ramener à zéro vers 2075 le stock de plutonium provenant du combustible à l’oxyde d’uranium.

• l’urgence de prendre une décision sur l’EPR

EDF a manifesté un soutien constant au projet de réacteur européen à eau pressurisée (EPR). A la mi-98, ce projet paraît tout aussi important pour l’avenir de la production nucléaire d’électricité en France.

La position d’EDF est la suivante : d’accord sur le principe pour commander une tête de série, mais à la condition qu’il y ait effectivement une série ultérieure.

Depuis le début de son recours au nucléaire, EDF met en œuvre avec constance une politique de paliers. Les effets en sont bien connus : économies d’échelle, retour d’expérience maximal et, au final, rentabilité optimale. Il ne saurait en être différemment pour l’EPR.

Les premières tranches du palier CP0 arrivent en fin de vie. Avec une durée de vie d’une quarantaine d’années, cette échéance se profile vers 2015. Il est donc indispensable d’avoir accumulé une expérience significative sur la tête de série.

En conséquence, la décision pour la commande du premier EPR – en tant que tête de série - ne saurait tarder. Pour avoir un calendrier optimal, il s’agit de passer commande de la cuve en 1999-2000, et de couler le premier béton en 2003. Plusieurs centrales existantes pourraient accueillir le nouveau réacteur dans le cadre normal d’une tranche de centrale supplémentaire. Les préférences actuelles vont vers Penly et dans une moindre mesure vers Flamanville.

Bien évidemment, à la volonté clairement affichée d’EDF, doit correspondre un engagement tout aussi clair des industriels, en l’occurrence Framatome et Siemens.

• adaptations stratégiques et transposition de la directive européenne sur l’ouverture du marché de l’électricité

Alors que l’ouverture du marché de l’électricité entrera en vigueur dès le début 1999, il paraît dommageable à EDF de prendre du retard dans la mise en œuvre d’une stratégie économiquement viable, celle du recours au Mox comme moyen d’épuisement des quantités de plutonium.

Le renchérissement de l’option Mox par limitation du nombre de tranches moxées nuirait à sa position concurrentielle. La remise en cause de l’outil industriel de La Hague parait totalement inopportune pour les mêmes motifs. Il convient que l’organisation prévue de longue date se mette en place et produise des résultats en régime stationnaire. Toute décision contraire conduirait à prendre parti prématurément sur des questions qui doivent rester ouvertes jusqu’au terme de 2006 prévu par la loi du 30 décembre 1991.

1.6. Le plaidoyer de Cogema en faveur de l’équilibre économique du cycle du combustible

 

Cogema, acteur majeur du cycle du combustible nucléaire dans le monde, plaide pour la généralisation du Mox, en faisant valoir que seul ce combustible permet de stabiliser l’inventaire de plutonium. Cette considération s’assortit du fait que les performances du combustible Mox s’améliorent constamment. Le respect de la contrainte du plutonium ne pénalise donc pas l’exploitation. Cogema souligne le fait que le dimensionnement de toute la boucle du retraitement et de la fabrication du Mox repose sur le passage à 28 du nombre de tranches autorisées à charger du Mox.

• la solution au problème du plutonium : le retraitement et le Mox à 100 %, selon Cogema

Une recharge de Mox à 30 % avec une teneur de 5,3 % en plutonium comprend environ 350 kg de plutonium. Après irradiation, on retrouve la même quantité globale de plutonium. Le bilan est donc nul. Si l’on considère le plutonium présent dans le combustible usé, aucune quantité supplémentaire de plutonium n’est donc créée. Au contraire, dans le cas d’un réacteur chargé en combustible standard à l’oxyde d’uranium, l’inventaire en plutonium s’accroît de 200 kg. Le tableau suivant résume ces résultats incontestables.

Tableau 22 : la non-création de plutonium par un réacteur moxé

Si l’on étend ce raisonnement à un parc théorique de 50 réacteurs de 1000 MWe, l’on constate également que seuls un parc de 100 % de réacteurs moxés 30 % permet de ne pas augmenter l’inventaire de plutonium.

Tableau 23 : bilan plutonium pour un parc théorique de 50 réacteurs de 1000 MWe

Cogema ajoute que la généralisation du Mox peut être envisagée à terme, en raison de l’augmentation des performances de ce type de combustible (voir tableau ci-après).

Tableau 24 : les performances du Mox bientôt équivalentes à celles du combustible standard

Ce raisonnement ne recouvre toutefois pas les souhaits d’EDF, qui, pour le moment, n’envisage en aucune façon un parc tout Mox.

• l’équilibre global de l’aval du cycle selon Cogema

Le dimensionnement de la chaîne de retraitement et de recyclage du combustible irradié repose, selon Cogema, sur un nombre de tranches " moxées " égal à 28. EDF est tout à fait d’accord, ainsi que cela a été vu plus haut. Un examen attentif des délais qui s’accumulent dans ce cycle montre toutefois un effet " retard " très important entre le déchargement du combustible et le recyclage en réacteur du plutonium formé.

Le dimensionnement de l’usine UP2-800 correspond à une capacité de retraitement de 850 à 1100 t/an. Le tonnage de plutonium récupéré est alors de l’ordre de 8,5 à 11 tonnes par an. Ceci permet à l’usine Melox de fabriquer 110 à 135 tonnes de combustible Mox par an. Ce qui correspond aux besoins de 28 tranches autorisées à fonctionner avec du Mox. Le schéma suivant synthétise, selon Cogema, l’architecture du cycle, telle qu’elle a été pensée et réalisée dans sa cohérence initiale.

Figure 8 : schéma de synthèse sur l’aval du cycle vu par Cogema

L’examen des durées de chacune des étapes de ce cycle est utile pour chiffrer l’effet retard inhérent au cycle du combustible. Entre le moment où le combustible est déchargé d’une centrale et celui où le Mox résultant est fabriqué, il s’écoule en effet 15 ans. Ceci explique qu’il ait été nécessaire d’anticiper les autorisations de chargement de Mox. Ceci implique qu’il soit difficile – car mettant en œuvre des constantes de temps très longues – de modifier le système actuel, alors que la montée en régime s’effectue. Selon la Cogema, l’industrie française se trouve " au milieu du gué ".

Une orientation a été prise. Sa cohérence et sa rentabilité imposent que l’on atteigne l’état stationnaire. Toute modification d’une partie de l’aval du cycle ruinerait l’ensemble du système.

Pour Cogema, le Mox est incontestablement un créneau d’avenir. Ses clients ne sont pas seulement français. Bien au contraire, Cogema fournit des producteurs d’électricité allemands, belges, suisses et japonais. Les perspectives commerciales du Mox sont brillantes. Le tableau suivant indique quelles sont les anticipations de Cogema sur ce marché.

Tableau 25 : perspectives de production de Mox par le groupe Cogema

Cogema, qui prévoit une augmentation de ses marchés en France et à l’étranger pour le Mox, est en attente de deux décrets relatifs à l’usine Melox. Le premier décret concerne la possibilité d’utiliser les lignes de production actuelles pour la fabrication de combustibles Mox commandés par des clients étrangers. Le deuxième décret porte sur l’autorisation de capacité globale de l’usine.

1.7. la nécessité de prendre parti pour le Mox mais aussi d’augmenter les marges disponibles pour l’entreposage du combustible irradié non retraité

 

L’extension des autorisations de chargement en Mox à 28 réacteurs semble indispensable à vos Rapporteurs. Les avantages en sont d’une part le freinage des quantités de plutonium séparé sur étagères et d’autre part le recyclage à un coût compétitif d’une matière énergétique précieuse. Mais, à l’inverse, la question de l’entreposage des combustibles irradiés non retraités, que votre Rapporteur avait en mars 1996 mise en pleine lumière.

• la France dans la ligne internationale pour le recours au Mox

C’est au début des années 1970 que les premiers programmes de recyclage de Mox dans des réacteurs nucléaires à objet commercial ont débuté. Siemens a en effet introduit des assemblages combustibles comprenant du plutonium dans le réacteur KWO de la centrale d’Obrigheim et dans la centrale suisse de Beznau-2 sur la période 1972-1993. La France, quant à elle, a commencé en 1987, avec un premier chargement de 16 assemblages Mox dans la tranche B1 de Saint Laurent des Eaux.

Aujourd’hui, le Mox est mis en œuvre non seulement par la France et l’Allemagne mais aussi par la Belgique et la Suisse. Le tableau suivant présente la situation dans chacun des pays.

Tableau 26 : les réacteurs nucléaires utilisant le Mox dans le monde à fin 1997

S’agissant des Etats-Unis, il faut noter une évolution sensible des responsables et du Congrès et en particulier de Pete Domenici, sénateur du Nouveau Mexique, Président de la Commission du Budget, Président de la Sous-Commission des appropriations pour l'énergie et l'eau ; Président de la Commission de la politique énergétique et de la R&D. Les Etats-Unis ont renoncé au retraitement et à la fabrication de Mox : c'est une erreur selon Pete Domenici. Pour celui-ci, le cycle ouvert comporte au moins deux inconvénients : c'est un gaspillage du contenu énergétique de l’uranium et du plutonium. Cette option entraîne en outre l'obligation de stocker le combustible irradié en site profond alors que le site de Yucca Mountain n’est pas prêt à entrer en service. En outre l’interdiction du Mox prive d’une solution qui pourrait être précieuse pour épuiser les stocks de plutonium militaire.

• le Mox promu aux Etats-Unis par les négociations stratégiques avec la Russie

Le démantèlement d’ogives nucléaires américaines et russes résulte du traité de limitation des armes stratégiques. Les deux parties cherchent un strict parallélisme dans la démilitarisation du plutonium de récupération.

La position de la Russie est que le plutonium constitue une matière première énergétique de grande valeur. Son recyclage sous forme de Mox s’impose donc. Pour autant, la construction d’usines de Mox et la modification des réacteurs existants nécessitent des investissements financiers importants.

En réalité, la Russie est en situation d’imposer, par souci de symétrie, la Moxification comme méthode de démilitarisation du plutonium. Elle pourrait imposer aux Etats-Unis d’utiliser le Mox. Elle pourrait aussi obliger les Etats-Unis à financer ses propres dépenses relatives à l’utilisation du Mox.

Ironie de l’histoire, les Etats-Unis ont renoncé depuis la présidence Carter au retraitement et, subséquemment, à l’usage civil du plutonium sous forme de Mox. Est-ce à dire que le Mox pourrait être désormais imposé par les obligations prioritaires du désarmement ?

Le DOE, quant à lui, tente de populariser la démilitarisation du plutonium par immobilisation définitive dans des matrices indestructibles du type céramiques. Le Mox lui paraît difficile à imposer aux compagnies d’électricité. La symétrie Etats-Unis – Russie lui semble nécessaire dans le résultat – la démilitarisation définitive – plutôt que dans ses modalités.

En vérité, l’utilisation du Mox aux Etats-Unis dépendra de la volonté de la Russie d’imposer ce combustible pour dénaturer le plutonium militaire.

• le Mox irradié : une bonne matrice d’immobilisation du plutonium

Or le combustible Mox, non seulement permet de recycler le plutonium, mais au final délivre après irradiation un plutonium disséminé dans la matrice du combustible et moins propre à l’utilisation militaire, en raison de la présence d’une part importante d’isotopes pairs, ainsi que le montre le graphique suivant.

Figure 9 : teneurs comparées en plutonium fissile du combustible standard et du Mox irradiés, selon Cogema

Toutes ces raisons militent donc en faveur d’une montée en régime du combustible Mox dans les 28 tranches prévues à cet effet. Selon vos Rapporteurs, il importe de porter à son équilibre économique le système initialement prévu. Ses avantages sont supérieurs en termes écologiques à toute solution prématurée d’arrêt. Sa viabilité économique est par ailleurs démontrée. Il paraîtrait dangereux de bouleverser la gestion actuelle alors que des solutions opérationnelles de remplacement ne seront prêtes qu’à l’échéance de 2006.

• la nécessité d’augmenter les marges d’entreposage du combustible irradié

Un éventuel blocage des autorisations de chargement du Mox à 16 tranches n’aurait pas pour seule conséquence une remise en cause de l’équilibre économique de l’aval du cycle. Il entraînerait aussi, selon EDF, une saturation rapide des capacités d’entreposage des combustibles irradiés. Ceci illustre le fait que le système actuel d’entreposage du combustible irradié, en attente de retraitement ou non, atteint ses limites.

Il est clair que le blocage actuel des autorisations aurait des conséquences graves sur toute la filière avec la saturation des piscines et un accroissement inévitable des stocks de plutonium. C’est peut-être une autre stratégie de blocage de la filière nucléaire dont on voit se dessiner les contours.

Les capacités totales d’entreposage du combustible irradié en piscine s’élèvent à 4 000 tonnes sur les sites des centrales nucléaires d’EDF. Les capacités actuellement libres sont de 1 100 tonnes. En cas d’arrêt immédiat des évacuations de combustibles irradiés vers La Hague, par exemple à la suite d’un blocage des transports, ces capacités d’entreposage sur site seraient saturées en un an.

Les piscines de La Hague présentent quant à elles une capacité de 18 000 tonnes. Ces piscines ne peuvent accueillir que des combustibles en attente de retraitement, qu’ils proviennent d’EDF ou de clients étrangers. Les piscines de La Hague ne sont agréées qu’à ce titre. Il ne s’agit pas in fine d’un centre d’entreposage. La capacité réservée à EDF est de 14 000 tonnes.

Le chargement en Mox de 28 tranches correspond au retraitement effectif de 850 tonnes par an. EDF indique que les 350 tonnes non retraitées sont en réalité considérées comme en attente d’un retraitement différé. Elles sont donc entreposées à La Hague. Avec les flux correspondant aux 28 tranches, la saturation des emplacements réservés à EDF n’interviendrait qu’en 2018. Des solutions de stockage à sec seront alors vraisemblablement disponibles. Le système actuel est donc bien calibré.

Au contraire, avec le passage à un retraitement de 550 tonnes par an, correspondant à 16 tranches ""moxées ", la saturation des espaces piscine réservés à La Hague pour EDF interviendrait en 2008. Dans le cas extrême d’un arrêt du retraitement à l’expiration du contrat actuel d’EDF avec Cogema, c’est en 2004 que les piscines seraient " bouchées ".

Alors que les études de l’entreposage à moyen terme des combustibles commencent seulement, vos Rapporteurs estiment qu’il n’est pas opportun de modifier l’équilibre d’un cycle qui semble, au demeurant, fondé sur le plan économique.

2. Les limites probables de la séparation et de la transmutation et le dilemme transmutation-stockage

 

 

La transmutation se présente comme la solution idéale en matière de gestion des déchets. Il s’agit, par des réactions nucléaires appropriées déclenchées par des bombardements de neutrons, de transformer des éléments fortement radioactifs en des éléments peu radioactifs et si possible stables ou au moins à courte période, donc à faible durée de vie.

La loi du 30 décembre 1991 a introduit cet axe de recherche en un temps où la solution qui semblait la plus adéquate à l’ensemble des acteurs de la filière était celle du stockage définitif en couches géologiques. Un peu plus de 7 années plus tard, il semble bien que la transmutation soit devenue à son tour une sorte de solution magique pour régler la question des déchets nucléaires.

Pour certains experts, il est en effet très probable que la science trouve une solution à cette question. La base de cette conviction est la rapidité de développement des sciences et techniques nucléaires. En un demi-siècle, l’on est en effet passé de la connaissance de la matière, avec en particulier la découverte de la structure du noyau atomique, à une application industrielle - l’électricité d’origine nucléaire - qui peut fournir jusqu’à 400 TWh par an dans le cas de la France. Il serait en conséquence pessimiste de penser que l’on ne puisse pas, au cours du prochain demi-siècle, trouver la méthode idoine et économique pour casser les noyaux lourds des actinides mineurs en autant de noyaux de plus petite taille, radioactifs à courte période pour donner in fine des produits cette fois stables et inoffensifs et pour transformer les noyaux légers des produits de fission. Le corollaire de cette position est que dans l’intervalle qui nous sépare de cet idéal, toute décision doit être réversible ou ne pas être.

En réalité, la loi du 30 décembre 1991 a fixé un rendez-vous – 2006 – pour faire le point sur les résultats de recherches, qui dans l’intervalle, doivent concerner aussi bien la séparation et la transmutation que le stockage réversible ou irréversible dans les formations géologiques profondes et que les procédés de conditionnement et d’entreposage de longue durée en surface.

A bien considérer l’avancement de la recherche sur ces questions, force est de constater qu’en l’état actuel des choses, les deux voies de la séparation-transmutation et du stockage paraissent plus complémentaires qu’opposées. Les résultats acquis à ce jour indiquent que la transmutation est probable pour certains éléments et semble difficile pour d’autres. Sans doute s’agit-il d’un état transitoire dans une démarche scientifique et technologique où les progrès ne sont pas souvent linéaires. Mais il apparaît probable qu’il faudra le moment venu sortir du dilemme transmutation-stockage en utilisant des critères sur la définition desquels la réflexion devrait commencer. Parmi ces critères, figurent bien évidemment les coûts absolus et relatifs des différentes méthodes disponibles.

Dans le présent chapitre, vos Rapporteurs traitent du dilemme transmutation-stockage tel qu’on peut en deviner les contours aujourd’hui. Dans un premier temps, leurs réflexions portent sur l’étape préalable - et indispensable - à la transmutation qu’est la séparation des différents radioéléments présents dans les combustibles irradiés. Cette séparation pose des problèmes techniques difficiles et devra probablement s’effectuer dans des installations complexes dont le coût ne sera pas négligeable.

Quant à la transmutation, si elle apparaît théoriquement fondée, il reste à en explorer la faisabilité spécifique sans doute pour chaque élément en utilisant Phénix, la seule installation existante après la fermeture de Superphénix, mais aussi en imaginant des installations plus durables et plus appropriées aux études. Parallèlement, il faut initier la réflexion sur des incinérateurs dédiés à la transmutation des déchets.

Quant au stockage en couche géologique profonde, il pourrait représenter une solution de rattrapage en cas d’échec de la recherche et en cas d’urgence.

Jusqu’où aller dans la transmutation ? A quelles conditions faudrait-il admettre le recours à la solution de rattrapage qu’est le stockage ? La réflexion proposée ci-après a pour but d’éclairer cette problématique, en commençant à proposer des critères qui pourraient servir à mettre le curseur sur l’une ou l’autre des extrémités de l’échelle - ou à mi-distance - .

2.1. les difficultés de la séparation

 

Les recherches sur la séparation sont conduites principalement par le CEA à Marcoule où elles mobilisent environ 230 chercheurs, et concernent la faisabilité scientifique et technique de la séparation.

D’une manière générale, les recherches sur la séparation ont été, au départ, focalisées sur les actinides mineurs. Elles portent désormais aussi sur la séparation des produits de fission à vie longue en raison de leur mobilité potentielle dans le sol. L’approfondissement des recherches se poursuit par la prise en compte de produits de fission et d’activation présents à des concentrations de moins en moins élevées.

C’est la spécificité de la recherche sur les actinides mineurs et les produits de fission que de devoir fragmenter toujours avant les morceaux d’un puzzle que l’on croyait plus grossier au départ.

Pourquoi ce grossissement progressif du microscope et pourquoi cette volonté d’aller toujours plus loin dans la séparation des éléments ? Pour une raison essentielle : pour étudier, à l’étape ultérieure, la transmutation, il faut pouvoir disposer d’éléments individualisés, sous peine de ne pouvoir distinguer les différences de comportement.

• la séparation du neptunium et du technétium, un problème réglé

Le procédé PUREX permet la séparation à 99,8 % de l’uranium et du plutonium. L’utilisation du tributylphosphate lors du même procédé permet aussi de séparer le neptunium sans modification importante des installations techniques actuelles.

Ce résultat est très appréciable. Le neptunium 237 est en effet présent à hauteur de 430 g par tonne de combustible UO₂ irradié et sous cette seule forme isotopique. Par ailleurs, sa période est de 2 100 000 années. Il s’agit d’un émetteur a .

Le neptunium est présent sous le seul isotope 237, quel que soit le taux d’irradiation du combustible et ceci aussi bien pour le combustible à l’oxyde d’uranium que pour le Mox . La figure ci-après indique l’origine et l’évolution du neptunium présent dans le combustible irradié.

Figure 10 : formation et décroissance radioactive du neptunium

ß a

Pu 241 Am 241 Np 237

13 ans 458 ans

a 2,1.10⁶ ans

a ß

Th 229 U 233 Pa 233

1,6.10⁶ ans 27 jours

Le technétium 99 est également extrait par le même procédé. Toutefois, le résultat n’est que partiel. Cet élément est en effet présent, non seulement en solution, mais aussi sous forme de résidus solides représentant quelques dizaines de pour cents, que l’on ne sait pas traiter pour l’instant.

Mais la séparation du neptunium 237 ne suffit pas. En effet, il est lui-même formé par la décroissance a de l’américium 241, ce dernier résultant aussi de la décroissance b du plutonium 241. Il importe donc d’extraire aussi ces éléments, faute de quoi celle du neptunium serait inutile.

• l’américium et le curium : deux actinides mineurs particulièrement encombrants

Les figures suivantes indiquent le processus de formation des différents isotopes de l’américium.

Figure 11 : formation et décroissance radioactive de l’américium 242 présent dans le combustible irradié

? ß-

Am 242m Am 242 Cm 242

152 ans 458 ans

a 163 jours

a

U 234 Pu 238

86 ans

 

Figure 12 : formation et décroissance de l’américium 243 présent dans le combustible irradié

ß- a

Pu 243 Am 243 Np 239

7 370 ans

ß- ,35 jours

a

U 235 Pu 239

24 400 ans

Les deux isotopes 241 et 243 de l’américium voient leur proportion inchangée, quel que soit le taux d’irradiation. L’américium 242 n’est présent, et encore à l’état de trace, que dans le combustible irradié.

Tableau 27 : composition isotopique de l’américium présent dans le combustible irradié

Les figures suivantes présentent les chaînes de décroissance des différents isotopes du curium.

Figure 13 : formation et décroissance radioactive du curium 242

a 163 jours

86 ans

Figure 14 : décroissance radioactive du curium 243

a

Cm 243 Pu 239

32 ans

 

Figure 15 : formation et décroissance radioactive du curium 244

ß- a

Am 244 Cm 244 Pu 240

17,6 ans

 

Le tableau suivant indique que le curium est l’isotope prépondérant dans le combustible irradié, seul le Mox irradié contenant des isotopes 243 et 244 dans des proportions d’ailleurs très réduites.

Tableau 28 : composition isotopique du curium présent dans le combustible irradié

• le bloc difficile à entamer de l’américium et du curium

Il est possible d’extraire en bloc l’américium et le curium avec les lanthanides et les produits de fission. Le procédé DIAMEX, dont la faisabilité technique est aujourd’hui démontrée, permet d’aller au-delà et de récupérer, d’un côté, les produits de fission et, de l’autre, un mélange d’américium, de curium et de lanthanides.

Au-delà, dans une étape ultérieure, le procédé SANEX permet, dans une étape ultérieure, de séparer l’ensemble américium-curium des lanthanides. Toutefois, les performances du procédé semblent jusqu’ici inférieures aux espérances. Dans l’état actuel des choses, pour une unité d’actinides mineurs, l’on extrait 50 fois plus de lanthanides.

En pratique, la séparation des actinides mineurs d’une part, et des lanthanides d’autre part, revêt une grande importance et une grande difficulté. Les propriétés physico-chimiques de l’ensemble de ces éléments sont en effet voisines. L’ingéniérie moléculaire permettra de préparer et de tester différents types de molécules de séparation. Selon toute vraisemblance, une ou plusieurs molécules seront disponibles en 2001, pour isoler l’américium et le curium des lanthanides.

Mais il faudrait aller plus loin. La séparation de l’américium par rapport au curium, même si elle paraît difficile, semble également indispensable. La présence de curium compliquerait la transmutation ultérieure de l’américium, en dépit de sa concentration faible dans les solutions. Le curium est présent sous la forme de trois isotopes, comme cela apparaît dans le tableau suivant.

Tableau 29 : caractéristiques des actinides mineurs présents dans les combustibles UOx irradiés à 33 000 MWj/t, 3 ans après le déchargement

Soumis à des flux de neutrons, le curium 243 et le curium 244 se caractérisent par des comportements neutroniques très différents de ceux des isotopes de l’américium. La séparation de ces deux éléments paraît donc nécessaire.

Selon le CEA, une molécule pour la séparation du curium de l’américium devrait être disponible en 2006. Il restera à évaluer les coûts de sa mise en œuvre.

• la séparation des produits de fission

La séparation des produits de fission revêt une importance nouvelle dans les travaux relatifs à l’axe 1 de la loi du 30 décembre 1991. D’une manière générale, les produits de fission, émetteurs b et g sont globalement moins radiotoxiques que les actinides mineurs. Mais leur mobilité par lixiviation par les eaux de ruissellement paraît potentiellement plus critique que celle des actinides.

Les efforts les plus importants pour la séparation des produits de fission doivent donc porter sur les éléments à vie longue dont les composés sont solubles dans l’eau. A cet égard, l’iode et le césium constituent les cas les plus préoccupants.

Toutefois, le paradoxe de la séparation est là encore que l’iode et le césium ne sont pas les éléments les plus abondants dans le combustible irradié, ainsi que le montre le tableau suivant.

Tableau 30 : concentrations des différents produits de fission dans le combustible irradié de référence (UO2 enrichi à 3,5 % - 33 000 MWj/t – gaine zircalloy – 3 ans après le déchargement)

Comme pour les actinides mineurs, l’objectif est d’isoler les radioéléments à vie longue manifestant une radioactivité spontanée dangereuse. On trouvera page suivante un tableau général présentant les caractéristiques de radioactivité des différents produits de fission.

Le problème de la séparation du technétium et de l’iode semble convenablement résolu par le procédé Purex. Au contraire, le cas du césium est particulièrement difficile.

• le butoir du césium

L’extraction de l’ensemble des isotopes du césium devrait être possible avec des molécules telles que les calixarènes. Mais le césium est présent dans les solutions sous quatre formes isotopiques qui présentent des propriétés de radioactivité très différentes.

Les isotopes 134 et 137 du césium pourraient justifier d’un stockage en surface, parce que leur période est courte. L’isotope 135 est quant à lui à vie longue et devrait être entreposé en profondeur. Une complication du problème apparaît avec l’isotope 133 du césium qui, lui, est stable. En effet, par irradiation neutronique, il donne naissance au césium 135. Par conséquent, si l’on ne parvenait pas à extraire le césium 133, l’irradiation neutronique conduirait à renforcer la teneur en césium 135, compromettant le rendement global de l’opération.

La séparation des différents isotopes du césium constitue donc un objectif théorique essentiel. Mais elle sera très difficile. Les molécules utilisées pour l’extraction différencient les composés en fonction de leur cortège électronique qui sont identiques pour les isotopes d’un même élément.

C’est pourquoi on étudie également l’immobilisation du césium dans des réseaux cristallins. Les verres pourraient convenir. Les matrices du type de celles présentées dans le précédent chapitre pour l’immobilisation du plutonium : phosphates de calcium – apatites –, titanates ou zircons pourraient également servir. Leur durabilité se compte sur plusieurs millions d’années comme l’a montré l’analyse des roches présentes dans le réacteur naturel formé dans les roches à Oklo au Gabon.

• une connaissance de plus en plus fine des combustibles irradiés

L’avancement des études sur la séparation des produits de fission s’accompagne d’une prise en compte de plus en plus fine de la réalité. Ce sont à la fois les techniques d’analyse et les modèles chimiques qui progressent et permettent de traiter le cas de produits de fission ou d’activation à vie longue présents en solution à des concentrations de plus en plus faibles.

Le tableau suivant présente cette définition de plus en plus fine de la connaissance que l’on a du combustible irradié.

Ainsi des radioéléments comme le carbone 14 ou le chlore 36 provenant de la fission sont désormais étudiés. De même, les produits d’activation des gaines et des embouts comme le manganèse 53, le nickel 59 ou 63 sont eux aussi compris dans les études.

Tableau 32 : inventaire en Produits de Fission et Produits d’Activation à Vie Longue – combustible UOx irradié à 45 000 MWj/t

Les recherches correspondantes sont à la frontière de la recherche et du développement de procédés. Il est normal que des paramètres de coût ne soient pas introduits dans la décision de poursuivre dans cette voie. Mais, en cas de pénurie de ressources budgétaires, des arbitrages pourraient être inévitables, vu l’extrême dilution de certains éléments.

• le coût probablement important de la séparation

Sur le plan industriel, la séparation du neptunium nécessitera des modifications relativement simples des installations de La Hague. Celles-ci pourraient être réalisées dans les dix ans. En revanche, la séparation des actinides mineurs ne se pourra se faire que dans des chaînes d’atelier complexes nouvelles. Elle sera sans doute onéreuse.

La raison essentielle en est que les actinides mineurs ont une radioactivité a spontanée telle qu’il faut prendre des précautions pour les manipuler.

Le neptunium 237 est un émetteur a qui en tant que tel ne présente pas de danger à manipuler. Une faible épaisseur de matière suffit à arrêter ce type de rayonnement. Mais dans sa chaîne de décroissance radioactive, le neptunium 237 donne naissance à un isotope du protactinium qui, lui, est un émetteur g . D’où la nécessite de prévoir une protection plus forte contre ce rayonnement parasite.

Quant à l’américium 241 et à l’américium 243, ce sont des émetteurs a et g . Le curium 243 et le curium 244, pour leur part, sont des émetteurs a mais le bombardement des atomes d’oxygène proches par ces noyaux d’hélium génère des neutrons, de sorte qu’il faut aussi prendre en compte le flux neutronique associé.

La question de la criticité de l’américium et du curium ne préoccupe pas le CEA outre mesure. Si le neptunium peut être manipulé en boîte à gant, l’américium et le curium doivent l’être dans des installations plus protégées. On sait résoudre les problèmes de criticité afférents. La forte radioactivité de ces corps préviendra d’ailleurs tout risque.

Il n’en reste pas moins qu’en raison des protections à prendre contre les rayonnements, le coût de la séparation risque d’être élevé, aussi bien en investissements qu’en fonctionnement.

Le coût d’installation d’un atelier pilote comme ceux de Marcoule s’élève à 450 millions de F. Le coût unitaire d’un atelier industriel hautement protégé comme ceux de La Hague est de l’ordre du milliard de francs. Plusieurs ateliers étant nécessaires selon toute probabilité, le coût de la séparation des actinides mineurs et des produits de fission devrait atteindre 5 milliards de F, en termes d’investissement initial.

Ces coûts prévisibles sont à mettre en rapport avec les quantités concernées. La figure suivante rappelle que pour une tonne de combustible irradié, l’on récupère 3 kg de radionucléides à vie longue, soit 0,3 %.

Figure 16 : les radioéléments à vie longue ou des coûts de séparation très importants pour 0,3 % du combustible usé

Il pourrait y avoir à l’évidence, dans l’état actuel des choses, une difficulté à expliquer la pertinence de tels investissements, par rapport à l’entreposage de combustibles irradiés ou par rapport à la situation actuelle où les actinides mineurs et les produits de fission sont immobilisés de concert dans des verres.

Lorsque les recherches auront abouti, il faudra sans aucun doute poser la question du coût. Pour minimiser les déchets ultimes – ceux qui ne pourraient être transmutés- , faudra-t-il investir dans des installations de séparation très coûteuses.

• La diminution des volumes des rejets et des déchets B

Le programme SPIN comprend deux volets. Le premier intitulé ACTINEX vu plus haut concerne la séparation des radionucléides à vie longue en vue de leur transmutation. Le second intitulé PURETEX est relatif à la réduction de l’activité et du volume des déchets B ainsi qu’à celle de l’activité rejetée sous la forme de rejets atmosphériques et d’effluents liquides.

Les progrès enregistrés dans ce domaine sont d’ores et déjà considérables. Le programme PURETEX qui entrera en service en 2000 donnera un élan supplémentaire.

En 1980, les volumes destinés à un stockage de sécurité en profondeur s’élevaient à 3 m³ par tonne de combustible irradié retraité, comprenant les déchets bitumés, les déchets technologiques coulés dans des blocs de béton, les ciments des coques et embouts et les verres comprenant les actinides mineurs et les produits de fission.

En 1995, le total n’atteignait plus qu’1 m³ par tonne de combustible UO_x. Il est prévu de descendre à 0,5 m³ en fin de période 1996-2000. Par comparaison, le volume des déchets à stocker en profondeur dans l’hypothèse du non-retraitement s’établit à 2 m³.

Il reste, semble-t-il, à déterminer l’impact du retraitement poussé, sur les volumes des déchets technologiques. Ce point semble fondamental pour l’acceptation par le public de la séparation et la transmutation. Une diminution significative de la période des déchets ultimes sera d’autant plus convaincante qu’elle ne s’accompagnera pas d’une augmentation importante des déchets générés par les opérations de séparation.

2.2. les limites des études sur la transmutation avec Phénix

 

La transmutation de noyaux lourds s’opère avec des flux neutroniques de grande intensité. En réalité, soumis à un flux de neutrons, ceux-ci réagissent de deux façons. Certains d’entre eux absorbent purement et simplement un neutron et se transforment en un noyau plus lourd : c’est le phénomène de la capture. D’autres sont cassés en divers produits par hypothèse moins lourds : c’est le phénomène de la fission.

La transmutation s’opère principalement par fission dans le cas de noyaux lourds, comme les actinides mineurs. En revanche, la transmutation s’effectue par capture pour les produits de fission à vie longue.

Pour que la fission intervienne, il faut que les neutrons aient une énergie suffisante. La physique neutronique démontre deux faits essentiels. Plus les neutrons incidents sont énergétiques et plus l’on fait de fission et moins l’on fait de capture. Plus les neutrons sont énergétiques et plus la réaction globale de fission est rapide.

Implicitement, ces résultats posent la question de la source de neutrons à utiliser pour les expériences de transmutation. En particulier, celle-ci doit être assez puissante pour permettre des expériences pas trop longues à réaliser. Mais il faut aussi que cette source de neutrons soit d’une puissance modulable afin que l’on puisse traiter à la fois le cas des actinides mineurs et celui des produits de fission.

Les produits de fission à vie longue sont des éléments dont les noyaux sont de masse atomique moyenne. Etant eux-mêmes le fruit de réactions de fission de noyaux lourds, ce sont déjà en quelque sorte des " cendres ".

Pour les transmuter, il sera nécessaire de disposer de neutrons d’énergie intermédiaire entre celle des neutrons rapides et celle des neutrons dits thermiques ; en d’autres termes, il faudra disposer de neutrons épithermiques.

Considérant ces résultats, certains auteurs ont proposé dans le passé d’utiliser pour la transmutation des systèmes hybrides produisant des neutrons lents. Ceux-ci pourraient servir à la transmutation des produits de fission. La durée d’exposition aux flux de neutrons serait allongée pour que l’on parvienne aussi à transmuter les actinides mineurs.

En réalité, pour le CEA, cette solution est à proscrire. Un consensus existe dans la communauté scientifique pour recommander l’usage exclusif des sources de neutrons rapides. Il s’agit au premier chef de disposer des neutrons rapides pour transmuter rapidement et efficacement les noyaux lourds des actinides mineurs. Pour casser les produits de fission, il suffira de ralentir les neutrons rapides, ce que l’on sait faire sans difficulté.

Après la fermeture de Superphénix, Phénix est désormais le seul réacteur à neutrons rapides disponible pour soumettre à des irradiations les actinides mineurs et les produits de fission et examiner plus avant les caractéristiques des réactions de transmutation. D’où l’importance extrême de sa remontée en puissance autorisée récemment et prévue pour la fin du 1^er semestre 98 et le caractère stratégique des programmes d’étude SPIN et CAPRA.

• la remontée en puissance de Phénix

L’autorisation de création de Phénix, réacteur à neutrons rapides d’une puissance de 250 MWe, provient du décret du 31 décembre 1969. La première divergence du réacteur intervient en août 1973, le premier couplage au réseau EDF en décembre de la même année et la mise en service industriel en juillet 1974. Pendant la période 1974-1989, Phénix fonctionne 3 800 jours équivalents pleine puissance. L’installation démontre que le cycle du combustible peut être fermé par recyclage du plutonium à trois reprises. La surgénération de plutonium est démontrée, avec un facteur de 1,15. Certains assemblages combustibles ont pu atteindre 144 000 MWj/t, à comparer avec les 43 000 MWj/t moyens des réacteurs à eau pressurisée. Sur 170 000 crayons de combustibles utilisés, seules 15 ruptures de gaines sont enregistrées. La première phase d’exploitation de Phénix est donc un remarquable succès. Une deuxième phase plus difficile intervient à partir de 1990, phase qui devrait se clore cette année après que d’importants travaux de modernisation, de jouvence et d’amélioration de la sûreté ont été réalisés.

A compter de la mise en évidence en 1989 et en 1990 de baisses de puissance inexpliquées, l’exploitation de Phénix continue au ralenti. D’une part l’installation est maintenue en température, en raison de l’utilisation du sodium comme fluide caloporteur, et d’autre part la DSIN autorise pour des durées limitées la divergence du réacteur, la dernière autorisation étant intervenue en février1997.

Le CEA met à profit cette période pour se livrer à des travaux de jouvence de l’installation, notamment en ce qui concerne les circuits de refroidissement, les échangeurs et les collecteurs sodium des générateurs de vapeur. Les systèmes d’arrêt du réacteur sont également complétés. La tenue au séisme du bâtiment réacteur est renforcée pour être conforme aux normes antisismiques révisées depuis la construction de l’installation. Le bâtiment annexe comprenant les composants du système d’ultime secours est lui aussi renforcé. Le CEA met au point une méthode d’inspection in situ et à l’aveugle des soudures des structures de supportage du cœur.

L’ensemble de ces programmes de modernisation représente une dépense de 600 millions de F. Début 1998, 350 millions sont déjà investis.

Le 9 avril 1998, la DSIN autorise la remontée en puissance de Phénix pour un 50^ème cycle d’exploitation qui devrait durer environ 6 mois. A l’issue de ce 50^ème cycle, un arrêt d’un an sera observé. L’année 1999 sera consacrée à la révision décennale programmée, aux travaux d’inspection des structures du cœur et de renforcement sismique de la salle des machines et du bâtiment des générateurs de vapeur.

Le début de l’année 2000 verra le début du 51^ème cycle d’exploitation. L’installation doit alors décrire 7 cycles d’exploitation qui se termineront fin 2004. La centrale Phénix devrait alors être arrêtée définitivement.

• les conséquences de la fermeture de Superphénix sur les études relatives à la transmutation

Le réacteur à neutrons rapides Phénix est un réacteur de recherche dont l’utilisation est particulièrement souple. Il ne faut que 72 heures pour changer un assemblage combustible contre 7 jours pour un réacteur à eau pressurisée du parc EDF. Dans la conception initiale des programmes de recherche sur la transmutation, la commission Castaing avait donné une place prépondérante à Superphénix, Phénix ne venant que comme un outil d’études préliminaires. La séquence imaginée par le CEA était de faire le tri des expériences à conduire avec Phénix et de passer à une démonstration industrielle avec Superphénix.

La décision de fermeture de Superphénix a conduit le CEA à opérer dès juin 1997 le rapatriement de l’ensemble des expériences qui devaient être conduites à Creys-Malville.

Les conséquences de la fermeture de Superphénix sur le programme de recherches relatives à l’axe 1 sont les suivantes. Le CEA estime que la totalité des expériences du programme SPIN relatives à la transmutation pourront être conduites valablement avec Phénix. En revanche, le programme CAPRA (Consommation Accrue de Plutonium) ne pourra être réalisé dans sa totalité, sauf à changer tout le cœur de Phénix – ce qui n’est aucunement envisagé -.

• les conditions techniques des expériences de transmutation

La première expérience de transmutation d’actinide mineur – en l’occurrence le neptunium 237 – réalisée par le CEA date de 1986. Il s’agissait de l’expérience Superfact qui a montré la faisabilité de la transmutation non seulement du neptunium mais aussi de l’américium. Une première expérience de transmutation de neptunium avait été prévue pour Superphénix. Elle devait être réalisée lorsque la décision d’arrêt est intervenue. Les références expérimentales sont donc au total peu nombreuses. Mais la faisabilité ne fait pas de doute.

Phénix est en effet une installation parfaitement adaptée à la recherche. Ses cycles courts permettent un renouvellement fréquent des expériences. Il dispose d’un système très efficace de détection et de localisation des ruptures de gaine. La manutention est rapide. Les dispositifs d’irradiation – les capsules – sont très pratiques. Par ailleurs, l’installation dispose d’une cellule chaude attenante qui permet d’effectuer sur place de nombreux examens après irradiation.

L’intérêt d’un réacteur à neutrons rapides comme Phénix est que son bilan neutronique est favorable. Il y a plus de neutrons mobilisables pour la transmutation que dans un réacteur à neutrons thermiques. Ainsi, le flux neutronique est dix fois plus élevé dans Phénix que dans les REP. Ceci se traduit par des temps de destruction proportionnellement plus réduits. Par ailleurs, l’énergie des neutrons produit dans Phénix peut être ajustée ou optimisée localement pour obtenir, isotope par isotope, la transmutation la plus efficace.

Pour conduire les expériences de transmutation, on utilise d’autre part deux techniques alternatives, selon les cas. La première est le recyclage " homogène " : le radioélément cible est dispersé au sein des pastilles combustibles. La deuxième technique est le recyclage " hétérogène " : le radioélément est incorporé à une matrice non fissile.

• les expériences CAPRA utiles pour l’étude du recyclage du plutonium

Le programme CAPRA a pour objectif l’étude de la consommation massive de plutonium dans les réacteurs à neutrons rapides.

Le recyclage du plutonium dans les REP avec le Mox, entraîne une dégradation continue de la qualité isotopique du plutonium qui limite le nombre envisageable de recyclages successifs. Les réacteurs à neutrons rapides ne provoquent pas la même dégradation et peuvent toujours brûler du plutonium devenu impropre à la consommation en REP. Pour obtenir une consommation massive de plutonium, il faut optimiser le cœur des RNR et les assemblages combustibles qui le constituent. Ceci est l’objet du programme CAPRA.

Ce programme comprend deux volets principaux : l’irradiation de combustibles à forte teneur en plutonium (>30 %) et le test de combustibles très innovants ne contenant plus d’uranium (oxyde de plutonium sur matrice inerte).

• les expériences SPIN pour la transmutation des actinides mineurs et des produits de fission à vie longue

Pour le neptunium 237, c’est un recyclage homogène qui sera utilisé. L’irradiation CAPRIN doit vérifier la compatibilité d’un tel recyclage avec les pastilles à haute teneur en plutonium optimisées pour CAPRA. L’irradiation METAPHIX vise à tester la transmutation du neptunium en mélange homogène au sein d’un combustible uranium-plutonium-zirconium. Dans ce programme d’irradiation, seront aussi présentes quelques cibles d’américium et de petites quantités de curium.

La transmutation hétérogène sera utilisée pour l’américium 241 et 243. Il faut donc au préalable sélectionner la matrice la mieux adaptée aux conditions d’irradiation, identifier le composé d’américium le plus compatible avec cette matrice, en optimiser la teneur et mettre au point les procédés d’incorporation. Ces tâches sont rendues complexes par la radioactivité de l’américium. Il faudra aussi qualifier sous irradiation les matériaux modérateurs.

Le programme d’expérience prévu pour les produits de fission à vie longue comprendra principalement l’évaluation du technétium 99. Des irradiations consacrées à l’iode 129 et au césium 135 sont à l’étude. Le CEA semble estimer, en tout état de cause, que la transmutation des produits de fission à vie longue n’est pas prioritaire. Même si les solubilités des produits de fission à vie longue sont supérieures à celles des actinides mineurs, les activités atteintes par de tels produits à l’exutoire sont très inférieures aux limites admissibles.

Au total, les expériences de transmutation avec Phénix seront riches d’enseignement, même si elles seront réalisées avec de quantités faibles. Mais il reste que la fermeture de Superphénix ne permettra pas la validation industrielle des résultats et compromet la réalisation à 100 % du programme CAPRA.

La figure suivante présente le planning des expériences liées à la transmutation que le CEA compte réaliser pour préparer les décisions de 2006. On remarquera que la plupart d’entre elles aura lieu avec Phénix mais que quelques autres sont programmées sur les réacteurs des partenaires étrangers du CEA.

Figure 17 : planning des expériences du CEA liées à la transmutation

2.3. le réacteur Jules Horowitz et les études sur la transmutation : un lien hypothétique

Les travaux de recherche et développement conduits par le CEA dans le domaine de l’électronucléaire ont comme objectifs généraux l’amélioration de la compétitivité et de la sûreté des réacteurs en fonctionnement, ainsi que la préparation de l’avenir à long terme du nucléaire, en incluant d’autres filières que celle des REP.

Pour l’accomplissement de tous ces travaux, le CEA a disposé de deux réacteurs d’irradiation, Siloe et Osiris. Depuis l’arrêt en décembre 1997 de Siloe, c’est à Osiris de fournir les capacités d’irradiation dont le CEA a besoin pour l’étude des matériaux et des combustibles utilisés dans les réacteurs nucléaires.

Or le réacteur Osiris aura 40 ans en 2005. Même si la durée de vie de cette installation pourrait, compte tenu de son bon état de fonctionnement et de sûreté, être prolongée, il convient de commencer les études d’un nouveau réacteur d’étude destiné à le remplacer. Ce futur réacteur d’irradiation porte le nom de " réacteur Jules Horowitz " (RJH). Sa construction est d’autant plus importante qu’à partir de 2010-2015, le réacteur Jules Horowitz devrait être l’un des seuls, sinon le seul réacteur d’essai de matériaux en Europe.

Avec l’annonce de l’abandon de Superphénix, et la perspective de l’arrêt fin 2004 de Phénix, un défi est lancé à l’équipe de projet chargée de la conception : comment réaliser un programme d’irradiations à la fois pour les réacteurs à eau pressurisée et pour les réacteurs à neutrons rapides, de façon à pouvoir continuer les recherches pour ces deux filières ?

Deux projets sont donc étudiés par le CEA. Le premier est un réacteur piscine à cœur ouvert, similaire à celui du réacteur Osiris mais dont les performances sont poussées au voisinage des limites théoriques. Le deuxième projet consiste à disposer dans 2 piscines séparées, une configuration à cœur ouvert pour les études relatives aux REP et une configuration à cœur pressurisé pour les besoins des études relatives aux RNR.

L’étude de faisabilité du réacteur RJH est en cours et devrait déboucher à la fin de l’année 1998. A cette date, il sera possible d’évaluer le coût de l’installation. L’ordre de grandeur, non validé par le CEA, serait de 2 à 3 milliards de F. Le planning actuel prévoit l’entrée en service en 2006 de ce réacteur, qui sera installé à Cadarache.

2.4. Le réacteur hybride, médaille d’or du marketing scientifique

 

Le réacteur hybride est une idée ancienne. L'idée d'utiliser les accélérateurs de particules comme le cyclotron pour faire des essais de matériaux ou produire du plutonium a été proposée dans les années 50 par E. Lawrence au laboratoire de Livermore. Ces idées ont ensuite été approfondies par les équipes de Chalk River au Canada et dans les années 70-80 aux Etats-Unis au laboratoire national de Brookhaven. Depuis 5 ans, ces techniques sont réévaluées à Los Alamos. Carlo Rubbia, ancien directeur général du CERN, prix Nobel de physique, les a remises sur le devant de la scène en proposant son amplificateur d’énergie à neutrons rapides de haute puissance fondé sur l’utilisation d’un accélérateur de protons et sur le cycle thorium-uranium en réacteur.

Une convergence d’idées et de stratégies de recherche se produit en France sur ce thème comme on l’a vu plus haut. Cette convergence est en train de donner naissance à un projet comportant une multiplicité d’objectifs. Le démonstrateur serait ainsi le dénominateur commun d’équipes – le CEA et le CNRS - jusqu’alors peu accoutumées à travailler ensemble sur la conception des réacteurs. Il est vrai que la réinscription de l’énergie nucléaire dans un cadre de recherche pluraliste vaut bien quelques investissements.

La démarche actuelle est certes prudente en prévoyant des études préalables à la définition du démonstrateur. Le projet lui-même est poli avec soin de manière à avoir une acceptabilité maximale auprès des organismes dispensateurs de crédits. Mais en tout état de cause, il semble important de soulever quelques questions clé, même si l’aspect lisse et consensuel que prend le thème des réacteurs hybrides, les décourage a priori.

• de nombreux projets diversifiés et à objectifs multiples, proposés dans le monde entier

Le principe du réacteur hybride a été exposé en première partie du présent rapport. Rappelons que la partie nucléaire du réacteur est constituée d'assemblages fertiles et fissiles. A ce titre, il ressemble à un réacteur nucléaire dans la mesure où c'est la fission qui fournit de l'énergie. Mais ce réacteur est sous-critique : il ne peut entretenir la réaction en chaîne sans les neutrons provenant de la cible où se produit la spallation sous l’action des protons accélérés.

En réalité, le réacteur hybride est une sorte de " meccano ", dont les composants peuvent être divers et dont la finalité peut varier du tout au tout.

Les réacteurs hybrides peuvent être classés en fonction de leur structure. Alors les critères utilisables peuvent être les suivants :

- les réacteurs à cyclotron (accélérateur circulaire) avec une intensité du courant de protons limitée à 10-15 mA, ce qui limite la puissance possible du réacteur à 200 MWe ou les réacteurs mettant en jeu un accélérateur linéaire, avec une intensité du courant de protons et une puissance électrique pouvant atteindre respectivement 100-200 mA et 1200 MW

- le type de cible utilisée pour la spallation

- le spectre d'énergie neutronique : neutrons rapides, neutrons thermiques, neutrons de résonance

- la forme du combustible utilisé : solide, liquide, ou quasi-liquide (lits de boulets)

- la nature du réfrigérant et de l'éventuel modérateur

- le type de cycle du combustible

Mais ils peuvent aussi être classés par rapport à leur finalité. On distingue alors :

- les réacteurs électrogènes

- les réacteurs dédiés à la destruction du plutonium ou à l’incinération des actinides mineurs et des produits de fission.

Les deux tableaux suivants présentent les caractéristiques essentielles des projets les plus avancés. Il s’agit dans tous les cas de projets " papier ", dont aucun pays n’a entamé la réalisation. La raison en est que des études poussées et des expériences portant sur chaque pièce du " meccano " sont encore indispensables.

Tableau 33 : principaux concepts de réacteurs hybrides à neutrons thermiques