NUCLÉAIRE (INDUSTRIE) - Stockage des déchets radioactifs

NUCLÉAIRE (INDUSTRIE) - Stockage des déchets radioactifs
NUCLÉAIRE (INDUSTRIE) - Stockage des déchets radioactifs

Stockage des déchets radioactifs

Comme beaucoup d’activités humaines, l’industrie nucléaire produit des déchets. Ils sont en quantité relativement faible par rapport à ceux qui résultent d’autres productions industrielles et humaines, mais ils présentent des caractéristiques particulières: ils ont une durée de vie limitée, ils exigent de ne pas être en contact avec les lieux de vie et ils dégagent, pour certains d’entre eux, de la radioactivité qui va en faiblissant avec le temps. Ces particularités ont donc conduit à effectuer des traitements adaptés pour les conditionner puis pour les entreposer ou les stocker. En ce qui concerne les combustibles, deux modes de gestion sont possibles: soit ils sont considérés comme des déchets de haute activité (cycle ouvert), soit ils sont retraités pour valoriser l’uranium et le plutonium (cycle fermé).

Production de déchets radioactifs en France

Les déchets nucléaires résultent de plusieurs activités industrielles ou de recherche. La production d’électricité par l’énergie nucléaire est actuellement la principale source d’utilisation de la radioactivité; mais l’énergie nucléaire a de nombreuses autres applications, notamment en médecine (radiologie, traitement du cancer), dans l’industrie (conservation de produits alimentaires, instruments de mesure et de contrôle, stérilisation de matériel, etc.) et dans la recherche (nucléaire, médicale, industrielle, etc.). La production française globale annuelle est de l’ordre de 30 000 mètres cubes, soit environ 65 000 tonnes de déchets conditionnés, ce qui représente 1 p. 100 de la production mondiale pour la période allant de 1980 à 2000 (estimation).

En raison de l’optimisation du tri, des techniques de traitement et de conditionnement, les volumes annuels de déchets produits par les centrales électronucléaires et le retraitement sont en diminution sensible. Ainsi, E.D.F. a réduit le volume de 60 à moins de 40 mètres cubes par an et par térawattheure (1012 Wh).

Contrôle et gestion des déchets

En France les déchets de catégorie A, c’est-à-dire faiblement ou moyennement radioactifs (qui représentent 90 p. 100 des déchets radioactifs), sont normalement stockés en site de surface (centre de la Manche, centre de l’Aube); les déchets de catégorie B et C sont entreposés dans l’attente d’être placés en stockage géologique.

Les déchets radioactifs sont gérés selon les recommandations générales de radioprotection publiés par la Commission internationale de protection radiologique (C.I.P.R.) qui a, en outre, fait des recommandations particulières sur les normes de radioprotection applicables aux dépôts de déchets radioactifs comme le font d’ailleurs l’Agence internationale de l’énergie atomique (A.I.E.A.) et l’Agence pour l’énergie nucléaire (A.E.N.) de l’O.C.D.E. Au travers des recommandations, l’objectif visé est la protection de l’homme et de son environnement.

En France, la Direction de la sûreté des installations nucléaires (D.S.I.N.), sous la tutelle du ministère de l’Industrie et de l’Environnement et avec l’aide des conseils, commissions et supports techniques, définit la réglementation concernant les déchets radioactifs, autorise la création des installations et assure le suivi de la gestion des déchets radioactifs. La gestion des déchets proprement dite est assurée par l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra), dont le rôle a été nouvellement défini par la loi 91.1381 du 30 décembre 1991. Cette dernière fixe trois grandes directions de recherche à poursuivre pour les déchets de haute activité et les émetteurs à longue période: la recherche de solutions permettant la séparation et la transmutation des éléments radioactifs de longue période; l’étude des possibilités de stockage réversible ou irréversible dans des formations géologiques profondes, notamment grâce à la réalisation de laboratoires souterrains; l’étude de nouveaux procédés de conditionnement et d’entreposage de longue durée.

Enfin, une Commission nationale d’évaluation est chargée de produire un rapport annuel, qui sera public, sur le suivi des recherches. Un rapport global d’évaluation doit être remis au gouvernement en 2006; celui-ci adressera alors au Parlement “un rapport global d’évaluation de ces recherches accompagné d’un projet de loi autorisant, le cas échéant, la création d’un centre de stockage des déchets radioactifs à haute activité et à vie longue et fixant le régime des servitudes et des sujétions afférentes à ce centre”.

Pour les déchets de faible et de moyenne activité, le centre de stockage de la Manche (en surface), près de la Hague, a été mis en service en 1969. La réception des derniers colis a été enregistrée le 30 juin 1994 (526 904 m3 au total). De 1994 à 1996 est prévue la mise en place de la couverture définitive; puis il passera dans sa phase de surveillance (300 ans). En janvier 1992 a été mis en service le centre de l’Aube à Soulaines-Dhuys, à 40 kilomètres à l’est de Troyes. D’une capacité de 1 million de mètres cubes, il accueillera les déchets radioactifs français pendant une quarantaine d’années. Le concept des barrières successives est défini par le colis, les ouvrages de stockage et la géologie du site.

Pour les déchets de haute activité et les déchets à vie longue, le stockage en milieu géologique est la destination retenue par l’ensemble des pays. Ces déchets proviennent des combustibles irradiés des réacteurs nucléaires, qui sont régulièrement déchargés.

En ce qui concerne la France, à la suite de la mission de médiation sur l’implantation de laboratoires de recherche souterrains (mission Bataille) et de la loi du 30 décembre 1991, des travaux préliminaires d’investigation géologique sont menés dans quatre départements (Gard, Haute-Marne, Meuse, Vienne) représentant principalement deux formations géologiques: les argiles et le granite. Le calendrier prévisionnel est donné dans le tableau 3.

Le stockage en l’état des combustibles irradiés (cycle ouvert)

Ce type de stockage (cycle ouvert ou encore stockage direct) n’est envisagé en France que pour certains combustibles expérimentaux. Il n’est étudié qu’à titre d’option pour les combustibles mixtes appelés Mox (uranium-plutonium). Le stockage direct constitue, en revanche, la solution de référence dans quelques pays, tels que la Suède, la Finlande, le Canada, et est en partie adopté en Allemagne et en Espagne. Aux États-Unis, bien que la formule du retraitement ne soit pas définitivement écartée, le stockage direct est également la solution retenue pour les études de stockage géologique effectuées sur le site de Yucca Mountain (Nevada).

Le stockage direct ne pose pas de problèmes fondamentaux différents de ceux qui sont liés au stockage géologique des déchets issus du retraitement; les différences majeures portent sur la taille des colis, l’échelonnement dans le temps des opérations liées à la gestion du combustible et sur les radionucléides contenus dans les colis: matrice uranium plus plutonium et actinides; pour les produits de fission, les éléments dits “volatils” (iodes, tritium, carbone, etc.) sont présents.

Les principales opérations liées au stockage en l’état des combustibles irradiés sont les suivantes:

— Après déchargement du réacteur, les assemblages de combustibles sont placés dans une piscine sur le site même du réacteur, pour une première phase de refroidissement dont la durée, est, en général, prévue de 3 à 5 ans.

— Les combustibles sont ensuite évacués vers une installation d’entreposage de longue durée (environ 50 ans). L’entreposage peut se faire en piscine ou à sec. Dans ce dernier cas, le combustible est placé dans un étui ou un conteneur et disposé dans des structures (silos de béton ou puits enterrés ou suspendus) qui assurent à la fois l’évacuation de la chaleur et la protection contre les rayonnements. Un cas particulier est constitué par le conteneur triple usage (multi purpose container ) développé par certains pays et qualifié pour assurer à la fois l’entreposage, le transport et le stockage définitif des combustibles.

Les matériaux de constitution du conteneur sont des fontes ou des aciers (durabilité garantie de 500 à 1 000 ans), ou encore des métaux nobles (durabilité de l’ordre du million d’années). Lors de leur mise en place, les colis, dont les poids peuvent varier de 10 à 70 tonnes, sont généralement entourés d’une barrière ouvragée réalisée à l’aide d’argile ou de bentonite compactée.

Le retraitement et les déchets issus du retraitement

Le retraitement des combustibles irradiés (cycle fermé) est l’option retenue principalement par la France, le Japon et la Grande-Bretagne. Il s’attache, d’une part, à valoriser les matières énergétiques (plutonium, uranium) et, d’autre part, à séparer les produits de fission, d’activation et actinides qui constituent les déchets.

La composition d’un combustible de R.E.P. (réacteur à eau pressurisée) avant retraitement est la suivante, par tonne d’uranium métal: 9,6 kg d’uranium fission (235U); 8,9 kg de plutonium; 940 kg d’uranium non fissile (238U); 32,8 kg de produits de fission; 7,2 kg d’actinides.

Après les opérations de retraitement, on dispose de trois types de composés: l’oxyde de plutonium (une partie est actuellement recyclée dans la nouvelle usine Melox pour fabriquer du combustible mixte Mox, une autre fraction sert à la fabrication du combustible des réacteurs rapides; une partie, enfin, n’a pas actuellement de destination définitive), le nitrate d’uranyl, qui reste partiellement enrichi et qui est réutilisé dans le parc électronucléaire actuel, et les produits de fission et les actinides (fraction non valorisable: déchets conditionnés sous forme de verre à haut pouvoir de confinement).

L’opération de retraitement conduit néanmoins à la production d’autres types de déchets:

— les déchets de structure des assemblages, dits “coques”; ces déchets conditionnés dans le ciment, dans le futur compactés, sont destinés au stockage géologique;

— les déchets technologiques liés au procédé (appareillages, pompes, filtres, etc.; ils sont conditionnés dans des coques en béton fibre; une quantité importante rejoint les déchets de catégorie A; une petite fraction est entreposée dans l’attente du stockage géologique);

— les effluents liquides en provenance des différents ateliers sont traités de façon à réduire au mieux l’activité; les surnageants décontaminés sont rejetés dans l’environnement; les boues de coprécipitation après évaporation sont enrobées dans du bitume; les colis obtenus sont destinés au stockage profond.

Le stockage profond dans le cas du retraitement

À ce jour, aucun stockage profond pour les déchets de haute activité n’est en exploitation. De nombreux pays développent des programmes de recherche dans ce domaine.

Si la protection immédiate est un souci commun à toute installation nucléaire, en revanche la protection différée confère au stockage son caractère particulier, spécialement dans le cas de déchets dont la nuisance potentielle persiste pendant des dizaines, et, pour certains, des centaines de milliers d’années.

Le confinement à long terme (plusieurs millions d’années) repose sur l’interposition de plusieurs barrières: le colis de déchet en situation de stockage, constitué du déchet conditionné dans une matrice solide d’immobilisation et dans un conteneur, ainsi que d’éventuelles enveloppes complémentaires, en fonction du besoin; la “barrière ouvragée”, ensemble d’ouvrages souterrains et de matériaux rapportés, ayant des fonctions de confinement bien spécifiées; et la “barrière géologique”, constituée par les formations géologiques du site soigneusement caractérisées et protégées des perturbations liées aux travaux de stockage. En plus d’une grande stabilité à long terme, les formations géologiques offrent une capacité naturelle à retenir les radionucléides.

Les données de base pour le dimensionnement du stockage français en 2020 se réfèrent à 6 400 mètres cubes de déchets de type C et 100 000 mètres cubes de déchets de type B. Deux critères essentiels ont été retenus pour le choix d’un site: sa stabilité géologique et son environnement hydrogéologique. Un certain nombre de critères importants sont également nécessaires: les propriétés mécaniques et thermiques, les propriétés géochimiques, le respect d’une profondeur minimale, l’absence de ressources naturelles dans la zone retenue.

L’Andra s’est fixé trois objectifs jusqu’en 2006: la réalisation des laboratoires souterrains, la qualification des milieux géologiques et la conceptualisation d’un stockage profond. Les laboratoires souterrains sont des outils indispensables pour la caractérisation des formations géologiques et la reconnaissance des sites. En outre, ce sont des outils de démonstration de sûreté et de démonstration de fiabilité des techniques de construction et d’exploitation pour répondre aux objectifs scientifiques qui sont au nombre de quatre: effectuer des mesures sur les roches et les fluides avec le minimum de perturbations; déterminer par les expériences à caractère global le comportement des roches; reconnaître les lieux (variabilité, capacité d’accueil); déterminer les méthodes de creusement, rebouchage, scellement.

Qualifier un milieu géologique consiste à reconnaître et à décrire ses caractéristiques pour vérifier son aptitude à accueillir un stockage, évaluer le confinement que peut assurer la barrière géologique naturelle en complément des barrières artificielles.

La conceptualisation du stockage profond passe par la réalisation de plusieurs avant-projets répondant aux critères fondamentaux, à savoir la description du site géologique, la nature et les quantités ultimes à stocker, la réversibilité éventuelle du stockage.

La réduction de la radioactivité des déchets: séparation-transmutation

Toute réduction du contenu des radionucléides à vie longue dans les déchets permet une diminution de leur radiotoxicité; c’est dans ce sens que la loi du 30 décembre 1991 a prescrit trois axes de recherche dont le premier est précisément l’étude de la séparation et de la transmutation (transformation par bombardement neutronique des éléments à vie longue en éléments à vie courte) des éléments contenus dans les déchets.

La séparation chimique des combustibles irradiés utilise, à la Hague, le procédé Purex fondé sur les techniques d’extraction liquide-liquide pour récupérer le plutonium et l’uranium dans les solutions de dissolution des combustibles. On privilégiera donc ces mêmes techniques pour la séparation des actinides mineurs et des produits de fission à vie longue avec deux voies possibles:

— une modification du procédé Purex en vue de séparer directement, en usine, certains radionucléides (neptunium, en partie, iode, technétium, zirconium);

— l’extraction à partir des solutions dites “de produits de fission” correspondant aux solutions de dissolution desquelles ont été séparés l’uranium (U) et le plutonium (Pu) et qui renferment la quasi-totalité des éléments à vie longue.

En particulier, pour l’extraction de produits de fission, l’effort porte actuellement sur l’utilisation des macrocycles, par exemple du type éthercouronnes ou calixarènes; ces molécules cages peuvent être des extractants très spécifiques avec de forts taux de récupération; certaines d’entre elles pourront donc s’appliquer à la séparation des actinides. Le coût élevé actuel de ces extractants conduit à les utiliser en association avec des technologies d’extraction fondées sur l’utilisation de systèmes membranaires (membranes liquides, membranes greffées, etc.). Les recherches sont très actives aux États-Unis, au Japon et en Europe où, par exemple, le C.E.A. est leader d’un important contrat associant des universités de six pays.

Deux scénarios sont actuellement envisagés pour la transmutation: recycler les actinides mineurs dans les réacteurs actuels R.E.P. ou R.E.P.-Mox ainsi que les R.N.R. (réacteurs à neutrons rapides); développer des réacteurs spécifiques ou utiliser des accélérateurs en vue d’obtenir une réduction drastique des éléments à vie longue (facteur 1 000 environ).

Les premières conclusions montrent que la séparation chimique doit atteindre des rendements élevés, que la transmutation en neutrons rapides est la plus favorable et que pour certains éléments, tel que le curium, un entreposage de longue durée pourrait s’avérer souhaitable. La séparation-transmutation n’est ni la voie miracle qui évitera les stockages profonds, ni une recherche utopique; elle vise à réduire la toxicité d’un stockage dans des proportions intéressantes tout en restant dans des conditions économiques acceptables. C’est une recherche qui n’en est qu’à ses débuts et dont l’aboutissement industriel n’arrivera pas avant une vingtaine d’années.

L’entreposage de longue durée

Avec l’optimisation des conditionnements des déchets de longue période, l’entreposage de longue durée constitue le troisième axe de recherche de la loi du 30 décembre 1991. Étant donné les délais fixés par cette loi, la solution définitive pour le stockage des déchets de haute activité et des déchets alpha n’est prévisible que dans plusieurs décennies. L’entreposage de longue durée est donc une solution d’attente, mais en aucun cas une alternative au stockage géologique qui est considéré par l’ensemble des organismes internationaux comme la solution de référence.

Si l’on effectue un inventaire, il existe, au niveau national, trois types d’entreposages:

— les entreposages de déchets en vrac ou simplement conteneurisés; ceux-ci sont amenés à disparaître, notamment lorsque les conditionnements optimisés le permettront;

— les entreposages anciens de déchets conditionnés; ceux-ci renferment, depuis la mise en service de l’industrie nucléaire, les colis fabriqués au fur et à mesure du traitement des effluents et déchets; pour certains colis, un reconditionnement s’avère nécessaire; pour d’autres, un stockage en surface peut être envisagé;

— les entreposages récents pour lesquels les colis fabriqués répondent à des spécifications et dont les règles d’exploitation ont été approuvées par les autorités de sûreté.

À la fin de 1993, la situation pour la France peut se résumer ainsi pour les deux premières catégories d’entreposage: environ 26 000 mètres cubes de déchets en vrac ou conteneurisés et environ 16 000 mètres cubes de déchets conditionnés.

Les objectifs principaux des entreposages de longue durée sont:

— résorber la situation actuelle relative aux deux premières catégories d’entreposages;

— pour les entreposages récents existants et les entreposages futurs, faire en sorte que la pérennité des colis, notamment des propriétés mécaniques, physico-chimiques et de confinement, soit assurée durant toute la période d’attente avant la décision de l’évacuation définitive vers un stockage profond.

Lors des entreposages, les objectifs de sûreté spécifiques devront être assurés, à savoir la réversibilité (tout colis doit pouvoir être déplacé, contrôlé, extrait et, si nécessaire, reconditionné) et la pérennité (absence de corrosion par les intempéries, absence d’altération sous l’effet des rayonnements, des variations climatiques, etc.). Les équipes de recherche, en liaison avec les producteurs et les autorités de gestion des déchets et de sûreté, développent le concept du conteneur haute intégrité (C.H.I.) déjà adopté à l’étranger (Allemagne, Suède, États-Unis...).

Parmi les entreposages récents créés en France, on peut citer ceux de l’usine de retraitement de la Hague et l’installation Cascad de Cadarache pour certains combustibles.

Il existe en outre deux sites d’entreposages spécialisés: le centre de Cadarache pour les déchets alpha et le centre de Valduc pour les déchets tritiés.

La mise en œuvre du stockage des déchets radioactifs est une activité industrielle. Toutefois, sa préparation comporte des recherches scientifiques et techniques et des études. Le cahier des charges d’une telle installation devra notamment fixer pendant combien de temps ce gisement présente un détriment éventuel pour les populations et donc quelle est la durée de protection à garantir. Il semble que les raisons géologiques, climatologiques et humaines bornent cette durée à environ un millier d’années. Durant cette longue période, les frontières et les nations peuvent changer; c’est pourquoi le stockage des déchets radioactifs pose un problème d’ordre international. Mais toutes ces études et ces réflexions doivent s’insérer dans un projet industriel et, tant que le stockage souterrain n’est pas opérationnel, les déchets restent en surface, en attente, ce qui peut avoir des conséquences très dommageables.

Encyclopédie Universelle. 2012.

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