Les enjeux nucléaires, l'exemple français

Publié le par REM

LES ENJEUX NUCLEAIRES, L’EXEMPLE FRANÇAIS

Par Nicolas Ducastel

 

Réhabilitation des sites et démantèlement :

La durée de vie d’une installation nucléaire est d’environ 30 ans. Au-delà, son exploitation pose des problèmes de sûreté. Le confinement des matières radioactives est en effet assuré par des dispositifs statiques (barrières physiques) et dynamiques (mise en dépression des locaux par une ventilation spécifique). L’entretien et le maintien en fonctionnement de ces barrières de confinement, ainsi que l’activité de surveillance radiologique d’un site en fin de vie génère d’importants couts de SENEX (Surveillance et entretien de l’exploitation). L’enjeu du démantèlement est donc à la fois un impératif écologique et une nécessité économique.

Le choix du nucléaire est un choix irréversible : est on capable de l’assumer jusqu’au bout ?

 

Le choix du nucléaire sous entend d’être capable d’assumer les conséquences écologiques, sociales et économiques relatives à l’ensemble des processus de la filière, à savoir :

  • L’exploitation de mines d’uranium
  • L’enrichissement et la fabrication de combustible
  • L’exploitation
  • Le retraitement des combustibles irradiés
  • Le stockage des déchets

 

La réhabilitation de sites d’exploitation de mines d’uranium ne peut être traitée de façon similaire aux sites miniers conventionnels. Le processus d’extraction et d’enrichissement de l’uranium sous entend le broyage du minerai et le rejet de la fraction non exploitable. Cette transformation (remontée en surface et broyage du minerai) pose le problème de la percolation des eaux à travers les résidus broyés, avec risque de pollution des nappes.

Quels budgets disponibles, et quels scénarii possibles pour la réhabilitation des sites ?

 

La gestion des déchets :

Certains déchets n’ont à ce jour aucune filière d’élimination. C’est le cas par exemple des déchets :

  • Dont la période* est > à  30 ans (les seuls centres de stockage aujourd’hui en France imposent une période de surveillance à fermeture du site égale à 10 fois la période radioactive, soit 300 ans. Couts d’exploitation et de surveillance (SENEX) du site de stockage à budgétiser sur 300 ans).
  • De haute et moyenne activité
  • Présentant de surcroit une réactivité chimique spéciale (produits pyrophoriques, comburants, combustibles, putrescibles, amiante, solvants organiques…). Les conditions de prises en charge en centre de stockage sont extrêmement restrictives, et beaucoup de déchets sont entreposées de façon provisoire (problème de sécurité, à la longue)
  • Déchets gazeux
  • Déchets liquides : dilution et rejet en milieu naturel, ou concentration par évaporation.
  • De façon générale, tous les déchets hors spécification ANDRA. Les spécifications ANDRA sont un cahier des charges d’acceptation des déchets en centre de stockage dont les exigences permettent de garantir un confinement acceptable. Le revers de cette exigence est la difficulté d’obtention de l’accord de prise en charge.

 

*la période, ou durée de demi vie est la durée au bout de laquelle l’activité de l’isotope (= nombre de désintégrations par seconde) est divisée par 2. On considère que l’activité est négligeable au bout de 10 périodes radioactives pour les déchets actuellement admis en centre de stockage.

 

Cas des « déchets exotiques »

La fabrication de combustible suppose l’existence de « laboratoires chauds » nécessaires à toutes les étapes connexes à la préparation du combustible. Les résidus de fabrication de combustible nécessitent également un traitement spécifique.

Ces laboratoires produisent une quantité minoritaire de déchets par rapport à l’exploitation mais la nature spécifique de ces activités complique fortement la prise en charge des déchets et l’élaboration de filière. Il est à craindre que l’absence de filières oblige à un entreposage de longue durée (problèmes de sécurité) ou soit la cause de rejets (accidentels ou sous dérogation) au milieu naturel.

Les applications médicales sont elles aussi génératrices d’effluents radioactifs spécifiques produits en faibles quantités.

 

Les effluents radioactifs gazeux ne sont ni stockables, ni transmutables. Quelque soient les quantités produites, les effluents gazeux ne peuvent donc qu’être soit entreposés provisoirement pour décroissance radioactive si la nature du déchet rend cette opération pertinente (problématiques d’étanchéité des bombonnes), soit rejeté dans l’atmosphère, selon des calculs de dilution dans l’air.

Idem pour certains effluents liquides, rejetés au milieu naturel selon des calculs de dilutions définis en fonction de normes. La norme est un compromis entre le risque accepté et le coût de la sécurité/propreté environnementale. Enfin, l’eau chaude rejetée par le circuit tertiaire de refroidissement d’une centrale représente une pollution susceptible de modifier le biotope de façon significative.

 

Le retraitement des combustibles irradiés est une opération extrêmement délicate et génératrice de nombreux risques de contaminations. Son coût est majeur.

Le combustible neuf se compose d’U235 et d’U238.

Une fois irradié, sa teneur en U235 et U238 diminue, mais ont voit apparaître les Pu dont le Pu239 plus des impuretés appelées actinides mineurs. Les actinides mineurs sont minoritaires en volume mais responsables de la quasi-totalité de l’activité. Leurs périodes radioactives sont pour certains de l’ordre de plusieurs millions d’années.

Le processus de retraitement permet à ce jour la séparation de ces 4 produits. Les U sont réutilisés pour refaire du combustible neuf.  Une partie du Pu mélangé à de l’U pour fabriquer un combustible hybride dit MOX. Ce combustible est susceptible d’être utilisé dans certains réacteurs de type REP (les plus répandus en France). Le reste du Pu est entreposé. Dans le cas ou le bilan total du processus de retraitement / réutilisation du Pu aboutit à un bilan positif, la création de stock de Pu poserait un problème de sécurité car le Pu est un des composés majeurs susceptible de permettre la fabrication de la bombe. Le reste des produits de fission (actinides mineurs) est mélangé dans du verre en fusion (donc augmentation du volume de déchet) puis coulé dans des bombonnes en inox. Ces bombonnes sont actuellement entreposées provisoirement en subsurface dans des puits.

Actuellement la seule issue possible pour les actinides mineurs est la vitrification.


Lexique :
Stockage = dépôt définitif, sans possibilité de reprise du déchet.
Entreposage = stockage provisoire du déchet, avec possibilité de reprise.

 

Axes de recherche de filières d’élimination des déchets :

Le 30 décembre 1991, dite loi Bataille organise les recherches sur la gestion des déchets radioactifs en trois axes :

·         la séparation / transmutation des actinides mineurs

·         le stockage réversible et irréversible en couches géologique profonde

·         l'entreposage de longue durée en surface

Cette loi trace les contours d'un programme de recherche à réaliser pendant quinze ans et énonce que le Parlement devra se voir remettre en 2006 un rapport global d'évaluation de ces recherches.

En 2009, des solutions ont bien été proposées, mais les résultats sont nuancés.

 

Une séparation poussée des actinides entre eux permettrait en effet de pouvoir les irradier dans des réacteurs spécifiques (RNR) pour d’une part en retirer de l’énergie électrique, et d’autre part les convertir en produits moins radiotoxiques et dont la durée de demi vie est bien plus courte : ce procédé appelé transmutation n’est pas envisageable actuellement en France pour raisons économiques. La séparation poussée est un effet un processus très complexe, et la transmutation ne peut se faire que dans des réacteurs dit à neutrons rapides (RNR). Un tel réacteur utilise le Sodium liquide comme fluide caloporteur, lequel est susceptible d’exploser en présence d’eau. On comprend donc l’enjeu que pourrait représenter une fuite de circuit primaire.

 

Le stockage en couches géologiques profondes nécessite légalement d’implanter d’abord un laboratoire souterrain pour étudier la roche et s’assurer qu’elle remplit bien toutes les conditions de stabilité géologique et d’imperméabilité qu’impose le stockage de déchets de haute activité à vie longue. Politiquement et socialement, l’implantation d’un tel « exutoire » pose des problématiques telles, qu’en France, par exemple, le site de Bure a été sélectionné en raison de sa faisabilité politique, et non des meilleurs critères géologiques disponibles sur le territoire français. Le stockage en couches géologiques profondes est irréversible, et la radioactivité perdurera à l’échelle du million d’années. Comment expliquerons nous aux générations futures que le site a été choisit à l’époque pour raisons politiques et non géologiques ?

D’autre part, la chaleur des colis tend à dénaturer la structure cristalline de la roche, et rend les calculs de vieillissement aléatoires. Le stockage doit donc se faire en espaçant beaucoup les colis pour permettre la répartition de la chaleur dans le sol : seul un colis sur 3 est effectivement radioactif. Les autres ne servent qu’à maintenir l’espacement. Ceci impose un ouvrage 3 fois plus grand en surface pour la quantité de colis prévue.

D’autre part, l’excavation d’un puits dans une roche imperméable déséquilibre les pressions du sol et produit en périphérie du tunnel, dans un rayon de l’ordre du mètre, une zone dite « d’endommagement », qui se caractérise pas de nombreuses microfissures par lesquelles les eaux souterraines sont susceptibles d’atteindre les déchets et de répandre la contamination. Donc, même dans un sous sol exceptionnellement imperméable et propice au stockage, beaucoup d’incertitudes demeurent et les calculs théoriques de vieillissement de l’ouvrage souffrent d’une marge d’incertitude importante. Quant au coût d’une telle installation, imaginez la technologie nécessaire à l’implantation d’un réseau de galeries par -350 mètres dans les argilites…


Actuellement, les produits de fission sont bloqués dans du verre. La surface du verre se dégrade relativement rapidement mais produit en se dégradant une couche protectrice de faible perméabilité. C’est cette pellicule qui assure le confinement des radioéléments.

Cet axe de recherche s’étend également à l’élaboration de liants à base de céramiques, dont les performances sont nettement supérieures à celles du verre. Le problème est que chaque céramique ne peut convenir que pour certains radionucléides, et non pour des mélanges comme c’est le cas pour le verre. L’emploi de céramiques est donc encore subordonné à la séparation poussée des actinides mineurs, processus non retenu pour raisons économiques.

Enfin, l’entreposage en surface ou subsurface pose des problèmes de sécurité concernant toutes les menaces contre l’intégrité du bâtiment (risques naturels, humains…), et contre la dissémination de la contamination (eau). Des études de vieillissement ont montré que la puissance thermique dégagée par les colis de déchets accélérait la dégradation du béton. Donc l’entreposage ne peut pas exister à « long terme ».

 

Non prolifération et restriction du nucléaire aux usages pacifiques :

Le procédé d’enrichissement de l’uranium est très similaire pour les applications civiles et militaires. L’intensité du traitement  (degré d’enrichissement) diffère. On peut craindre que le processus de fabrication de combustible civil soit étendu à des usages analogues dans le domaine militaire (engins à propulsion nucléaire).

D’autre part, le Plutonium produit par l’exploitation des centrales civiles est un composant de la bombe.

Le détournement du Plutonium est donc préoccupant. Une simple feuille de papier suffit à arrêter son rayonnement. Le Pu est donc manipulable  sans risque d’irradiation pourvu qu’il soit conditionné en saches étanches.

 

L’exposition des salariés et du public aux rayonnements ionisants :

La protection contre l’exposition des salariés est une priorité de l’exploitant. 2 types d’effets sont produits par les rayonnements ionisants. Les premiers (dits déterministes) apparaissent à coup sûr à partir d’un certain seuil d’exposition : brûlures, destruction des cellules sanguines…, jusqu’à la mort instantanée.

Les seconds (dits stochastiques) sont une probabilité de dommage (essentiellement des cancers). Quelque soit l’exposition, les effets d’un cancer sont toujours aussi grave, mais dans ce cas c’est la probabilité qui augmente avec l’exposition.

Quand un salarié déclare un cancer, il est très difficile d’en connaître l’origine avec certitude : les maladies radio induites ne sont pas signées, et la science découvre sans cesse de nouveaux facteurs cancérigènes. C’est pourquoi il est impossible d’évaluer l’effet des « faibles doses » radioactives cumulées par un salarié sur le long terme, car les maladies qu’elles engendrent sont statistiquement dissimulées parmi les autres causes de cancers.

En termes de radioprotection, il a été calculé la valeur du coût pour l’entreprise d’un salarié  en arrêt pour maladie liée à une exposition. L’entreprise est donc prête à déployer des moyens de protections à hauteur de cette valeur calculée, par an et par employé. Ce coût estimé d’une année de vie d’un salarié est appelé « coût de l’homme Sievert » (le Sievert est une unité de dommage corporel lié à l’exposition aux rayonnements ionisants). Les entreprises se départagent en matière de  protection  des salariés d’après cette valeur.

 

Le risque zéro est un non sens. Il faut chiffrer le risque, définir un seuil acceptable.

Quel coût de l’homme Sievert est il raisonnablement acceptable ?

Quel est le pourcentage admissible de maladies radio induites au sein des différentes catégories de salariés et du public ?

Publié dans Ecologie

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