Déchet radioactif

Un déchet radioactif est une matière radioactive pour laquelle aucun usage n'est prévu. La dispersion dans l'environnement n'en est autorisée que pour des rejets de faible activité, et pour des isotopes peu radiotoxiques ainsi qu'à vie courte.



Catégories :

Déchet radioactif - Gestion des déchets - Matériau nucléaire - Matériau

Définitions :

  • Tout déchet qui émet de l'énergie sous forme de rayons, d'ondes, de courants ou de particules énergétiques. Les substances radioactives sont fréquemment mélangées à des déchets dangereux, issus de réacteurs nucléaires, d'instituts de recherches ou d'hopitaux.... (source : greenfacts)
Production de déchets de la filière électronucléaire

Un déchet radioactif est une matière radioactive pour laquelle aucun usage n'est prévu. La dispersion dans l'environnement n'en est autorisée que pour des rejets de faible activité, et pour des isotopes peu radiotoxiques ainsi qu'à vie courte (sous formes d'effluents liquides ou gazeux et dans des limites d'activité et de concentration d'activité strictement prescrites par la loi). Les déchets radioactifs sont quelquefois nommés déchets nucléaires car la radioactivité provient d'un déséquilibre du noyau atomique.

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

Le terme générique de «déchets radioactifs» recouvre des substances de nature particulièrement variées. Ils se distinguent essentiellement par leur activité : les déchets de «haute activité», cendres du combustible nucléaire, sont plus d'un milliard de fois plus radioactifs que les déchets de «faible activité», dont la radioactivité est en dose moindre et la période des éléments plus courte. Ils se distinguent aussi par leur période radioactive. Certains radionucléides dits «à vie courte» subissent une extinction naturelle de leur radioactivité à l'échelle de quelques années. D'autres dits «à vie longue» impose une gestion à long terme, ou alors particulièrement long terme des déchets dont la durée de vie se compte en million d'années. Ils se distinguent enfin par leur état (solide, liquide, gazeux) et leur composition chimique.

Fût jaune utilisé pour des déchets à particulièrement faible activité.

Nature et classification

Définition

http ://tpe-radioactivite-2010. e-monsite. com

Selon la définition de l'AIEA, est reconnu comme déchet radioactif «toute matière pour laquelle aucune utilisation n'est prévue, et qui contient des radionucléides en concentrations supérieures aux valeurs que les autorités compétentes considèrent comme acceptables dans des matériaux propres à une utilisation sans contrôle»[1]. En France[2], un déchet radioactif est une matière radioactive ne pouvant être réutilisée ou retraitée (dans les conditions techniques et économiques du moment).

Ne sont reconnus, au sens juridique, comme «déchets radioactifs» que les seuls déchets ultimes. Par conséquent, des substances radioactives déjà utilisées ne sont pas obligatoirement reconnues comme des déchets, mais peuvent être comptabilisées comme des matières valorisables, lorsqu'elle s peuvent faire l'objet d'une utilisation industrielle future (par exemple, l'uranium de traitement, l'uranium appauvri ou le combustible usé).

D'autre part, un déchet n'a légalement le caractère «radioactif» que s'il nécessite des dispositions de contrôle de radioprotection : une substance dont la radioactivité est suffisamment faible peut ne pas entrer dans la catégorie de «déchet radioactif» si sa radioactivité est suffisamment faible, ou suffisamment diluée (comparé aux critères de la CIPR). Ainsi, en général, les rejets d'effluents radioactifs liquides ou gazeux (Tritium, Carbone 14... ) ne sont pas reconnus comme des déchets radioactifs si leur activité ne dépasse pas les limites autorisées (variable selon les états et les époques), suffisamment faible pour qu'aucune mesure de radioprotection ne soit indispensable. De même, en France, un arrêté ministériel daté du 5 mai 2009 précise les conditions de dérogation pour l'utilisation de rebuts faiblement radioactifs dans la fabrication des produits de grande consommation [3], les matériaux de construction inclus (en l'occurrence, contre l'avis de l'Autorité de sûreté nucléaire[4]).

Classification

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

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

En France, à partir des critères internationalement reconnus, différents types de déchets ont été définis par l'Autorité de sûreté nucléaire, chacun nécessitant une gestion différente :

Les déchets radioactifs qui nécessitent des mesures de protection élaborées et spécifiques sont les Déchets HAVL, à haute activité (HA) ainsi qu'à vie longue (VL), c'est-à-dire principalement le combustible usé des centrales nucléaires. En France, ces déchets représentaient en volume 0.2% des déchets radioactifs inventoriés par l'Andra, mais rassemblaient 95 % de la radioactivité totale des déchets radioactifs produits fin 2007. Rien que pour le combustible usé, le stock mondial serait d'environ 250 000 t en 2008 [5], et en France dans les années 2005/2009 ce sont à peu près 1.150 tonnes de combustibles irradiés (dont 850 tonnes doivent être retraitées) qui sortent chaque année des 58 réacteurs d'EDF. 50 000 t sont des déchets ultimes contenant 99 % de la radioactivité totale. Ils sont stockés dans les usines de retraitement de La Hague et de Marcoule.

Les déchets à faible et moyenne activité représentent des volumes bien plus importants, mais les problèmes qu'ils posent sont bien plus classiques. Ils doivent être gérés de façon à protéger les populations présentes et futures de la radiotoxicité des substances qu'ils contiennent ; mais cette gestion n'est pas principalement différente de celle de déchets industriels contenant des produits chimiques toxiques, comme par exemple des déchets contaminés au mercure ou au plomb, dont la toxicité chimique est éternelle.

Enfin, les déchets dits à «très faible activité» (TFA) n'ont la majorité du temps pas de radioactivité significativement différente de la radioactivité ambiante : ce sont des déchets banaux, industriels ou ménagers (gravats, appareillages, consommables, tenues de protection, ... ) qui ont été produits dans des zones en contact avec des produits radioactifs, et sont par conséquent susceptibles d'être marqués par des traces de radioactivité. De nombreux pays acceptent des «seuils libératoires» sur la radioactivité effective, en dessous desquels les déchets peuvent être traités dans des filières classiques ; la France présente la singularité de ne pas avoir de seuil libératoire, et d'imposer une filière spécifique à ces déchets TFA.

Production - Origine

Résidus des mines d'uranium

Décantation de résidus de traitement miniers au Colorado
Article détaillé : Extraction de l'uranium.

Les résidus des mines d'uranium sont de deux types : Les stériles miniers (non exploités), et les résidus de traitement (dont l'uranium a été extrait).

Les stériles miniers sont extraits, mais non exploités, parce qu'ils présentent une teneur en uranium négligeable, ou insuffisante pour qu'une exploitation soit économiquement rentable. Ces stériles ont une «teneur de coupure» qui dépend des conditions économiques (en particulier, du cours de l'uranium), mais qui restent typiquement de l'ordre du pour mille. Ces stériles non exploitables ont par conséquent une radioactivité au plus de l'ordre de 100 Bq/g, ce qui est la radioactivité moyenne des cendres de charbon. Ils sont le plus souvent laissés en tas, ou peuvent être utilisés comme matériaux de remblais : leur radioactivité est particulièrement sensiblement supérieure à celle de roches usuelles (le granite naturel a une radioactivité de l'ordre de 1 becquerel par gramme, due à la présence d'uranium, de l'ordre de 10 ppm), et est aisément détectable, mais l'exposition supplémentaire induite par cette radioactivité reste beaucoup en deçà du seuil réglementaire d'un mili-sievert par personne et par an, et n'entraîne pas d'incidence sanitaire statistiquement détectable[6].

Les résidus de traitement miniers correspondent aux minerais riches, dont a été extrait l'uranium. Ces résidus contiennent toujours des traces d'uranium, mais en particulier la totalité des éléments de la chaîne radioactive de désintégration des uranium 235 et 238. Ces résidus contiennent par conséquent des déchets à vie longue : du Thorium 230 (75 000 ans), du Radium 226 (1 600 ans) et du Protactinium 231 (32 700 ans). Ils contiennent à l'état de traces la totalité des éléments de la chaîne radioactive aval, qui emporte 80% à 90% de la radioactivité d'origine du minerai (laquelle peut être importante).

Ces résidus de traitement miniers peuvent présenter trois types de problème pour la radioprotection :

D'autre part, indépendamment de cette problématique de radioprotection, les stériles ou résidus miniers peuvent poser des problèmes de toxicité chimique, lorsque l'uranium est présent avec d'autre produits d'autre part toxiques (plomb, arsenic, ... ).

Sous-produits de l'enrichissement

Stockage de conteneurs d'hexafluorure d'uranium appauvri.
Articles détaillés : Enrichissement de l'uranium et Uranium appauvri.

La majorité des réacteurs modernes fonctionnent avec de l'uranium enrichi. S'il y a enrichissement de l'uranium d'une part, il reste bien bien entendu de l'uranium appauvri d'autre part[7] : L'enrichissement produit des quantité importantes d'uranium appauvri, les «queues» du retraitement, qui (sauf précision contraire du contrat d'enrichissement) reste la propriété de l'enrichisseur. Les pays qui ont une industrie d'enrichissement de l'uranium ont par conséquent d'importants stocks d'uranium appauvri non utilisé (USA, France, Grande Bretagne, Russie).

Les usines d'enrichissement peuvent aussi faire du ré-enrichissement. Le ré-enrichissement peut prendre deux formes :

L'uranium appauvri est , pour la plus grande part, entreposé en l'attente d'une valorisation ultérieure[8], car est constitué d'uranium 238, isotope fertile susceptible de produire du combustible nucléaire dans des filières à surgénérateur, dont l'emploi est prévu avec les réacteurs de quatrième génération à l'horizon 2050. Ayant des utilisations prévues dans l'industrie nucléaire, l'uranium appauvri n'est pas reconnu comme un «déchet nucléaire», que ce soit juridiquement ou économiquement. Cependant, cette utilisation n'est prévue qu'à moyen ou long terme, et l'uranium appauvri est simplement stocké dans l'immédiat. D'autre part, l'uranium appauvri est aussi utilisé dès désormais dans la fabrication du combustible MOX pour les REP ou les RNR, et a d'autres utilisations quantitativement marginales (obus, lests... ).

Le caractère valorisable ou non de ces stocks fait l'objet de polémiques de la part d'associations écologistes, qui considèrent que «Si l'uranium retraité n'est pas indispensable, il doit être éliminé comme déchet radioactif»[9], et «Les contrats cités dans "L'exutoire Russe" sont en violation claire de la loi russe, et selon cette législation les déchets d'uranium devraient être renvoyés dans les pays clients dans leur totalité»[10], [11].

Déchets radioactifs de la production électronucléaire

Train évacuant des combustibles irradiés

Les déchets radioactifs de la production électronucléaire peuvent être regroupés dans les quatre catégories suivantes, examinées dans la suite de l'article :

Les combustibles issus des réacteurs électrogènes ne forment pas à proprement parler des déchets au sens de la définition du terme en question dans la mesure où ils sont valorisables pour partie (cf ci-après le point "Valorisation du combustible des réacteurs électrogènes")

Les produits de fission

Article détaillé : Produits de fission.
Article détaillé : Déchets HAVL.

Les actinides mineurs

pour à peu près 3% de la masse des produits de fission

Article détaillé : Actinides.

Les produits d'activation produits dans les réacteurs

En outre, les matériaux constitutifs des installations nucléaires subissent des irradiations neutroniques prolongées, qui génèrent des produits d'activation par capture neutronique. Les principaux produits d'activation rencontrés[12] résultent d'éléments présents comme éléments à l'état de trace, essentiellement dans le béton ou l'acier. Les principaux produits d'activation rencontrés sont[13] :

On trouve aussi les produits d'activation suivants[14] :

Le tritium produit dans les réacteurs à eau

Dans les réacteurs à eau, du tritium (12, 32 ans, β- de 0, 0186 MeV) est produit dans l'eau, par activation des éléments légers (Bore et Lithium) présents dans le circuit primaire. Un réacteur de 900 MWe rejette de l'ordre de 10 TBq / an (soit 0, 03 g/an).

Les réacteurs à eau lourde produisent aussi du tritium par activation du deutérium ; cependant dans ce dernier cas une partie du tritium produit est valorisé et commercialisé pour divers usages industriels. Grâce aux réacteurs CANDU, le Canada est ainsi le 1er producteur mondial de tritium. Ce tritium valorisé ne peut par conséquent pas être reconnu comme un déchet stricto sensu.

Déchets de la recherche

Déchets de l'industrie non nucléaire

Déchets du secteur médical

Modes de gestion des déchets radioactifs

Plusieurs modes de gestion des déchets radioactifs liquides et solides sont mis en œuvre (selon la nature des déchets, mais également selon les stratégies nationales et moyens techniques disponibles). Aux États-Unis, en Suisse et en France, la loi a évolué et a imposé la réversibilité. Au Canada et au Japon, ce sont les gouvernements qui ont récemment revu leur doctrine pour aussi y intégrer le principe de réversibilité des choix techniques, et des choix politiques (ce qui veut dire que même en profondeur, un déchet devrait pouvoir être contrôlé et déplacé) pour surtout laisser ouvert le processus décisionnel pour les décideurs et citoyens du futur. En Suède et Finlande, ce sont les exploitants nucléaires eux-mêmes qui ont fait ce choix. Au Royaume-Uni, le débat est toujours en cours.
Après 30 ans, la Suède a demandé en juin 2009 à son Agence SKB (Agence suédoise de gestion des déchets nucléaires) [15] de se préparer à un enfouissement de cent mille ans pour certains de ses déchets, dans une couche de granit à 500 m de profondeur, dans un site où une centrale est déjà installée depuis 1980 (à Östhammar, à à peu près 100 km au nord de Stockholm), sous réserve que le tribunal de l'environnement accepte de délivrer le permis de construire.

Séparation et traitement

Article détaillé : Retraitement nucléaire.

Le combustible usé des centrales nucléaires contient :

La première étape du traitement du combustible usé des centrales nucléaires consiste par conséquent à séparer les déchets eux-mêmes des matières valorisables.
Une fois la séparation opérée, les déchets font l'objet d'un conditionnement adapté à leur nature, pour les stabiliser (pour les rendre non dispersables). Pour les déchets de haute activité (solution de produits de fission), ce conditionnement est par exemple la vitrification au sein d'une matrice inerte coulée dans un fût en inox. Les déchets de moyenne activité (coques et embouts) peuvent être compactés (pour diminuer leur volume) puis positionnés dans des fûts métalliques. Les déchets du procédé de séparation en lui-même peuvent faire l'objet d'évacuation sous forme d'effluents liquides ou gazeux ou de conditionnement en attente pour stockage (compactage, cimentation, bituminage... ).

Article détaillé : Vitrification (recyclage) .

Entreposage

Article détaillé : Entreposage nucléaire.

Stockage

On peut distinguer un stockage de court ou moyen-terme en «piscine» (ou autre lieu du stockage), du stockage définitif de long terme (qui correspond à une mise en décharge, mais qui doit être réversible selon certaines stratégies ou législations). Ces législations ou stratégies peuvent évoluer. Aux États-Unis, le projet de stockage dans les couches de roches volcaniques de Yucca Mountain dans le désert du Nevada, a finalement été gelé en 2009 par le président Barack Obama, juste avant son ouverture programmée, lorsqu'en Allemagne, surtout à cause de problèmes techniques, le stockage dans la mine de sel de Görleben a été gelé.

Stockage en surface

Dans le passé des déchets faiblement ou moyennement radioactifs ont été utilisés comme matériaux de remblai.
C'est généralement et de plus en plus un stockage temporaire. Il sert à pouvoir mieux surveiller l'évolution des déchets et l'éventuelle dégradation de leurs contenants.

Stockage à faible profondeur

Stockage en couche géologique profonde

Une des solutions "nominales" actuelles pour le devenir des déchets radioactifs HAVL soit par conséquent les produits de fission PF et les actinides mineurs AMin consiste à les stocker à grande profondeur (300 à 500 m) dans des galeries creusées dans une couche géologique stable, dense et au maximum étanche (le granit, le tuff volcanique ou l'argile comme cela est envisagé en France) On estime que le procédé de vitrification devrait être capable d'assurer le confinement des matières durant 10 000 ans, mais de toute façon les modèles de migrations des corps radioactifs ne font pas intervenir ce confinement "artificiel" (les conteneurs), seule la roche naturelle est reconnue.

Le stockage des déchets radioactifs en couche géologique profonde est particulièrement coûteux et n'est aujourd'hui retenu que pour les produits de fissions définitivement non valorisables et peut-être pour les actinides mineurs. Les autres gros atomes dont prioritairement l'uranium et le plutonium sont scindés et conservés pour être potentiellement utilisés comme combustibles dans les réacteurs actuels ou futurs, avec le risque qu'ils puissent être détourné pour des usages militaires.

Stockage en mer

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

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

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

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

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

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

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

Évacuation spatiale

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

Cependant cette solution reste assez théorique pour les raisons suivantes :

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

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

Stratégies nationales relatives aux déchets radioactifs

Allemagne

Article détaillé : Mine d'Asse.

La recherche d'un site de stockage géologique entamée dans les années 1970 avec le laboratoire de la mine d'Asse II est toujours en cours. Diverses expérimentations ont eu lieu à Gorleben (dans des couches de sel), à Konrad (mine de fer), et dans la Mine d'Asse, site expérimental finalement transformé en décharge, mais où suite à des infiltration de saumures, et une trop grande vulnérabilité du site, les déchets pourraient devoir être évacués. Les Allemands doivent ainsi gérer 43 000 m³ de déchets empilés «sans précaution» dans une mine de sel qui prend l'eau[16].

Australie

Article détaillé : Programme nucléaire de l'Australie.

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

Belgique

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

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

Pour les déchets incompatibles avec un stockage en surface (haute activité et émetteurs alpha à longue durée de vie), le stockage géologique dans l'argile de Boom est à l'étude depuis 1975. Un laboratoire souterrain dénommé HADES (High Activity Disposal Experimental Site) [17] existe à Mol depuis 1980 sous le domaine technique du Centre d'étude de l'Energie Nucléaire (SCK•CEN) qui en a initié la réalisation. Le financement du stockage profond repose sur la distinction d'un coût fixe et d'un coût variable. Le coût variable est dû au moment de la production du déchet. Par contre, le coût fixe est financé, quelle que soit la quantité de déchets produite in fine, par un mécanisme de garantie contractuelle avec les producteurs de déchets. Cette approche est conçue pour assurer, d'une part la capacité de financement de la totalité des déchets produits à ce jour, et d'autre part un impact financier des déchets à produire aussi prévisible que envisageable.

L'agence Agence fédérale de contrôle nucléaire (AFCN), du 1er sept 2010 au 31 octobre va soumettre à consultation publique ses projets d'arrêtés à portée sociale relevant de sa compétence [18]

Canada

Depuis 1984, l'expérimentation est en cours dans le laboratoire de recherches souterrain de l'ÆCL près du lac Bonnet (granite) (Pinawa, Manitoba) aujourd'hui en cours de fermeture. Depuis quelques années, Ontario Power Generation (OPG) s'intéresse aux formations sédimentaires argileuses comme celles aujourd'hui étudiées en Belgique, en Suisse et en France. Une formation marneuse paléozoique hypersaline localisée à plus de 700 m de profondeur sous le site de la centrale nucléaire de Bruce (Ontario) au nord des grands lacs américains est en cours de caractérisation.

États-Unis

Déchets radioactifs aux États-Unis

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

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

Les États-Unis ont étudié la possibilité d'enfouissement définitif des combustibles usés (déchets fortement radioactifs ainsi qu'à longue durée de vie) dans le tuf volcanique du site de Yucca Mountain (Nevada). Ce site aurait pu recevoir à peu près 70 000 tonnes de combustibles usés mais il a été abandonné par l'administration américaine après les élections présidentielles de 2008. C'était l'unique site au monde localisé en milieu désertique dans la zone non-saturée et où les radionucléides auraient migré en conditions aérobies. Le gouverneur de l'état du Névada en était un des principaux opposants politiques.

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

France

La gestion des déchets radioactifs en France est centralisée par l'ANDRA depuis 1979. Elle se place juridiquement dans le cadre de la loi Bataille de 1991, modifiée en 2006 (loi sur la gestion durable des matières et des déchets radioactifs de 2006). Elle est cadrée par le PNGMDR (plan national de gestion des matières et des déchets nucléaires, dont une seconde version a été publiée en 2010, et qui sera révisé l'ensemble des 3 ans). Ce plan prévoit une gestion différente selon la dangerosité et durée de vie des déchets radioactifs qui sont classés en 5 catégories : haute activité (0, 2 % du volume total en 2009), moyenne activité à vie longue (3, 6 % en 2009), faible activité à vie longue (7, 2 % en 2009), faible et moyenne activité à vie courte (68, 8 % en 2009), particulièrement faible activité (20, 1 % en 2009).

Finlande

Japon

Les puits de deux laboratoires souterrains sont aujourd'hui en cours de fonçage :

Royaume Uni

Ce pays est avec la France, à cause de son unité de Sellafield, l'un des pays abritant le plus de déchets nucléaires. Après une période de rejet en mer de déchets radioactifs (8000 conteneurs à peu près dans la fosse des casquets), puis de stockage provisoire en surface le gouvernement a annoncé [19]être en négociation avec 3 conseils locaux (un comté : Cumbria County) et deux des districts de ce comté :Copeland Borough, Allerdale Borough), pour y installer un futur centre de stockage. La production de déchet devrait être toujours augmentée car le gouvernement entend doter le pays d'une capacité de 12 GW supplémentaires et d'un nouveau centre de recherche.

Slovaquie

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

Suède

Un centre d'entreposage provisoire en subsurface est en service depuis 1985 (CLAB) et des laboratoires souterrains existent (HRL de Aspo). La solution retenue est celle du stockage géologique dans le granite à Forsmark, à proximité de la centrale d'Oskarshamn. La Suède envisage d'«encapsuler» les combustibles nucléaires usés dans des conteneurs de fer forgé enrobés de cuivre[16]. Le projet prévoit d'entreposer tout d'abord ces conteneurs 40 ans en piscine où une partie de leur chaleur résiduelle est censée partir, ensuite ils seraient introduits dans un tunnel creusé à 500 mètres de profondeur et comblé par un bouchon de bentonite, une roche présentant l'intérêt de gonfler et de stopper la circulation de l'eau en milieu humide.

Suisse

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

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

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

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

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

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

Un laboratoire de recherche est en service depuis 1995 dans l'argile à Opalines au Mont-Terri dans le Jura et un autre dans le granite au site du Grimsel.

Turquie

Article détaillé : Programme nucléaire de la Turquie.

La Turquie dispose d'un centre de traitement des déchets radioactifs à Istanbul.

Éléments historiques et divers

Les rejets en mer des usines de retraitement

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

Les réacteurs naturels d'Oklo

Les Réacteurs nucléaires naturels d'Oklo, au Gabon, ont fonctionné naturellement pendant des milliers d'années, et ont produit des éléments radioactifs identiques à ceux qu'on trouve dans le combustible irradié (transuraniens, produits de fission surtout).

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

Valorisation du combustible de la production électronucléaire

On donne ci-après un commentaire complémentaire relatif à la valorisation du combustible de la production électronucléaire. Il importe en effet de ne pas confondre déchet et combustible irradié.

Présentation

Il importe de bien préciser ce que revêt le terme de "déchet" dans la filière électronucléaire. En effet les combustibles déchargés des réacteurs électrogènes ne peuvent être totalement reconnus comme des déchets puisque :

Dans certains pays, tout ou partie des matières valorisables sont récupérées dans les usines de traitement du combustible usé. Dans ce cas, seuls les éléments non-valorisables (produits de fission et actinides mineurs) sont reconnus a priori comme déchets.

En l'état actuel des techniques seule une proportion assez faible de matière valorisable est ainsi récupérée; par exemple en France à partir de 7 éléments combustibles fabriqués à partir d'uranium naturel et déchargés des centrales REP on produit 1 nouvel élément combustible de type MOX (mélange d'oxydes d'uranium (238 surtout) et de plutonium (239 surtout)

Les réacteurs à neutrons rapides de 4ème génération pourront rendre les noyaux énergétiquement inexploités (essentiellement les noyaux dits fertiles - comme l'uranium-238) fissiles (comme le plutonium-239) et par conséquent exploitables. Ainsi la plus grande partie de l'uranium naturel pourra être fissionné en réacteur alors même que sans la mise en œuvre de ces réacteurs seule une proportion voisine de 1, 2 à 1, 3 % le serait (soit par conséquent grossièrement une valeur légèrement inférieure au double de la teneur naturelle en uranium 235) [20].

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

Prospective à long terme

À long terme, un facteur multiplicatif, probablement toujours supérieur au facteur 30 à 50 que procure la mise en œuvre des réacteurs de 4ème génération peut être espéré avec les réacteurs de 4ème génération+ (RN4+ ou 5ème génération RN5) mais dans l'état actuel des développements il ne peut être raisonnablement estimé : tout dépendra des techniques adoptées, par exemple si on recourt à une onde de combustion nucléaire en première étape ou, en 2ème étape, à un réacteur à sels fondus, véritable usine de retraitement itératif et d'exploitation intégrée (donc potentiellement sans pertes). La remarque principale et réitérée de M. De[21] est qu'avec ces techniques nous aurons nettement moins de soucis de combustible à moyen terme, que nous pourrons réutiliser très longtemps celui que nous avons déjà, sans en racheter d'autre, sans générer un kg de déchets nucléaires supplémentaires. A l'aide d'une usine de retraitement et exploitation de RN4+, on pourra d'ailleurs faire en sorte de ne plus produire le moindre déchet final de demi-vie supérieure à quelques siècles ou même décennies. Il est par conséquent indispensable que dans le cadre du traité Forum International Génération IV les experts veuillent bien continuer la réflexion sur les réacteurs du futur.

Notes et références

  1. (en) Managing Radioactive Waste sur IÆA. Consulté le 26 avril 2010.
  2. Loi n°2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs, article L542-1-1 du code de l'environnement
  3. (fr) Arrêté du 5 mai 2009 fixant la composition du dossier et les modalités d'information des consommateurs prévues à l'article R. 1333-5 du code de la santé publique sur www. legifrance. gouv. fr. Consulté le 26 avril 2010.
  4. (fr) Avis n° 2008-AV-0065 du 19 novembre 2008 de l'ASN sur ASN. Consulté le 26 avril 2010.
  5. Chiffre donné par Bernard Boullis du Commissariat à l'énergie atomique, lors du colloque de Nancy, organisé par l'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra), pour préparer une conférence internationale annoncée pour 2010
  6. (fr) L'exploitation du minerai d'uranium en France métropolitaine : impact environnemental et risque pour la population sur IRSN.
  7. (fr) La France et les usines d'enrichissement de l'uranium : D'Eurodif (Georges Besse I) à Georges Besse II. Consulté le 26 avril 2010.
  8. ASN, fiche uranium
  9. (fr) [pdf]La filière de retraitement russe a été décrite par Greenpeace dans un document de juin 2009.
  10. (fr) Greenpeace, Stop Plutonium : Comment eDF et les opérateurs électriques européens exportent leurs déchets nucléaires en Russie.
  11. (fr) [pdf]Greenpeace, Note d'information – Novembre 2005, Comment EdF et les opérateurs électriques européens exportent leurs déchets nucléaires en Russie.
  12. (fr) [pdf] Avis sur la sûreté des silos de stockage de graphite de Saint Laurent des Eaux sur www. ancli. fr. Consulté le 26 avril 2010.
  13. (fr) C. Scheuerer1, R. Schupfner1 and H. Schüttelkopf2 sur www. springerlink. com. Consulté le 26 avril 2010.
  14. (en) [pdf]D'après Status of Question and Answer (Q&A) Initiative Regarding Clarification of License Termination Guidance sur www. orau. gov. Consulté le 26 avril 2010.
  15. (fr) La Suède se prépare à un enfouissement pour cent mille ans sur Le Monde. Consulté le 26 avril 2010.
  16. Le Monde, «La Suède ouvre la voie au confinement souterrain des combustibles usés», Hervé Morin, 3 juillet 2010
  17. Site du laboratoire souterrain belge
  18. Libre-Belgique, repris par Enerpress n°10147, du 30 aout 2010, p 2.
  19. Source : Feuille de route 2010, programme gouvernemental sur le nucléair, présentée mi-2009
  20. Christophe de Reyff - Office fédéral de l'énergie suisse, publication Le Temps, Genève, 5.12.2007
  21. publication Le Temps, 21.12.2007

Voir aussi

Bibliographie

Liens externes

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La version présentée ici à été extraite depuis cette source le 09/12/2010.
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