________________________

________________________

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 f