OFFICE PARLEMENTAIRE D'ÉVALUATION

DES CHOIX SCIENTIFIQUES ET TECHNOLOGIQUES

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RAPPORT

sur

L'état d'avancement et les perspectives

des recherches sur la gestion des déchets radioactifs

Par M. Christian BATAILLE et M. Claude BIRRAUX,

Députés

Composition de l'Office parlementaire d'évaluation

des choix scientifiques et technologiques

Président

M. Henri REVOL

Premier Vice-Président

M. Claude BIRRAUX

Vice-Présidents

M. Claude GATIGNOL, député M. Jean-Claude ÉTIENNE, sénateur

M. Pierre LASBORDES, député M. Pierre LAFFITTE, sénateur

M. Jean-Yves LE DÉAUT, député M. Claude SAUNIER, sénateur

Introduction 7

Chapitre I - Le constat scientifique : les recherches de la loi de 1991 ont précisé les atouts respectifs de la transmutation, du stockage et de l'entreposage et démontré leur complémentarité 11

I.- L'AXE 1 : LA SÉPARATION ET LA TRANSMUTATION DES DÉCHETS RADIOACTIFS DE HAUTE ACTIVITÉ EST ENVISAGEABLE À L'HORIZON 2040 11

II.- L'AXE 2 : LA FAISABILITÉ EN FRANCE DU STOCKAGE GÉOLOGIQUE RÉVERSIBLE ENTRE 2020 ET 2025 EST TRÈS PROBABLE MÊME SI QUELQUES INCERTITUDES TECHNICO-SCIENTIFIQUES RESTENT À LEVER 34

III.- L'AXE 3 : LA FAISABILITÉ DE L'ENTREPOSAGE DE LONGUE DURÉE, INDISPENSABLE AUJOURD'HUI ET DEMAIN, DOIT ÊTRE DÉMONTRÉE PAR UNE RÉALISATION CONCRÈTE 66

IV.- LA COMPLÉMENTARITÉ DES TROIS AXES : LES RECHERCHES OUVRENT DES OPTIONS COMPLÉMENTAIRES APRÈS 2020-2025 73

Chapitre II - Les conclusions politiques : les principes généraux d'une gestion durable des déchets radioactifs peuvent être définis par la loi en 2006 83

I.- L'INFORMATION ET LE DÉBAT  : L'INFORMATION SUR LES RÉSULTATS DES RECHERCHES RELATIVES À LA GESTION DES DÉCHETS RADIOACTIFS DOIT ÊTRE AMÉLIORÉE À TOUS LES NIVEAUX : LOCAL, NATIONAL ET INTERNATIONAL 84

II.- La recherche : le Parlement doit continuer d'impulser et de jalonner les recherches sur les trois axes 92

III.- LES RETOMBÉES : LA VALORISATION LOCALE ET NATIONALE DES RECHERCHES DE LA LOI DE 1991 EST UN GISEMENT À EXPLOITER SUR LES PLANS SCIENTIFIQUE, UNIVERSITAIRE ET INDUSTRIEL 103

IV.- LES MÉTHODES DE GESTION : TROIS DÉCISIONS DE PRINCIPE, FORMANT TRIPTYQUE, DE RECOURS À LA TRANSMUTATION, AU STOCKAGE GÉOLOGIQUE ET À L'ENTREPOSAGE DE LONGUE DURÉE, DEVRAIENT ÊTRE PRISES PAR LA LOI, ASSORTIES D'UN CALENDRIER DE DÉCISIONS POUR LES POUVOIRS PUBLICS 109

V.- LA LOGIQUE D'ENSEMBLE : LE PLAN NATIONAL DE GESTION DES DÉCHETS RADIOACTIFS ET DES MATIÈRES VALORISABLES (PNGDR-MV), CADRE GÉNÉRAL INDISPENSABLE, DEVRAIT ÊTRE CONSACRÉ PAR LA LOI 125

VI.- LE FINANCEMENT : LA GARANTIE À TRÈS LONG TERME DU FINANCEMENT DE LA RECHERCHE ET DE LA GESTION INDUSTRIELLE DES DÉCHETS RADIOACTIFS POURRAIT ÊTRE RENFORCÉE PAR LA CRÉATION D'UN FONDS DÉDIÉ 131

VII.- L'AGENCE NATIONALE : L'ANDRA DOIT ÊTRE RENFORCÉE POUR FAIRE FACE À SES NOUVELLES MISSIONS 143

Conclusion 147

Recommandations 151

Compte rendu de l'examen du rapport par l'Office, le 15 mars 2005 153

Annexe 1 : Les stocks actuels et futurs de déchets radioactifs en France 161

Annexe 2 : Les principales caractéristiques des radioéléments présents dans les déchets radioactifs 167

Annexe 3 : Loi n° 91-1381 du 30 décembre 1991 relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs 169

Annexe 4 : Les moyens financiers alloués aux recherches de la loi du 30 décembre 1991 175

Annexe 5 : Liste des personnalités rencontrées sur le terrain ou en auditions privées 177

Annexe 6 : Liste des auteurs des présentations faites lors des auditions publiques des 20 et 27 janvier et du 3 février 2005 185

Annexe 7 : La gestion des déchets radioactifs dans 5 pays européens et aux Etats-Unis 192

I.- LE CHOIX DU STOCKAGE GÉOLOGIQUE 193

II.- LES DEUX SITES DE GORLEBEN ET DE KONRAD 197

III.- LE PROCESSUS DE DÉCISION 206

I.- L'ORGANISATION DE LA RECHERCHE SUR LES DÉCHETS RADIOACTIFS 217

Nota : le compte rendu intégral des trois journées d'auditions publiques est consultable sur les sites Internet de l'Assemblée nationale (www.assemblee-nationale.fr/12/rap-off/i2159-auditions.asp ) et du Sénat (www.senat.fr)

ANNEXE 7 : La gestion des déchets radioactifs en Allemagne, en Belgique, aux Etats-Unis, en Finlande, en Suède et en Suisse 197

Introduction

L'intérêt de l'Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques pour la gestion des déchets radioactifs et son implication dans la recherche de solutions datent de 1990.

C'est en décembre 1990, en effet, que l'Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques a adopté le rapport de Christian BATAILLE sur la gestion des déchets radioactifs, qui a largement inspiré la loi du 30 décembre 1991 relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs¹.

Afin de suivre le bon déroulement des recherches prescrites par la loi de 1991, tout en élargissant le champ de ses réflexions à des questions connexes, l'Office parlementaire a, par la suite, publié six autres rapports relatifs à ce domaine ^{2, 3, 4, 5, 6 et 7}.

Depuis 1990, le Parlement assure un rôle de vigie sur le dossier des déchets radioactifs. Les majorités ont changé, de même que les ministres, les cabinets ministériels, les dirigeants des grandes administrations. Même si les dossiers se transmettent d'un responsable à un autre depuis lors, c'est le Parlement qui possède la mémoire vivante de la problématique des déchets radioactifs. Au reste, aucune majorité n'a remis en cause la loi de 1991 ni n'a rogné sur les crédits de recherche correspondants

Huitième rapport de l'Office parlementaire sur ces questions techniquement difficiles et politiquement délicates, le présent rapport intervient en une période particulière, à savoir le début de l'année 2005, qui marque l'approche du terme de la période de 15 années dévolue par la loi du 30 décembre 1991 exclusivement aux recherches avant toute décision concernant la création, le cas échéant, d'un centre de stockage de déchets radioactifs à haute activité.

Cette année 2005 verra, logiquement, l'ensemble des acteurs de la recherche remettre leurs bilans et leurs recommandations aux pouvoirs publics qui, pour leur part, se livreront à un travail d'analyse, d'évaluation et de synthèse, en vue de déterminer quelles suites éventuelles donner au formidable processus de réflexions et d'expérimentations initié par la loi de 1991.

Pour bien marquer l'intérêt du Parlement pour la gestion des déchets radioactifs, c'est le Bureau de l'Assemblée nationale, qui, à l'initiative des présidents du Groupe de l'Union pour un Mouvement Populaire, du Groupe Socialiste, du Groupe de l'Union pour la Démocratie Française, du Groupe des Député-e-s Communistes et Républicains, a saisi, le 4 juin 2003, l'Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques de la présente étude sur « l'état d'avancement et les perspectives des recherches sur la gestion des déchets radioactifs ».

L'ouverture sur l'étranger étant apparue d'une importance critique pour replacer la situation française des déchets radioactifs dans son contexte international, des études détaillées ont été conduites sur les recherches, les projets et les réalisations de 6 pays significatifs dans le domaine de la gestion des déchets radioactifs : Allemagne, Belgique, Finlande, Suède, Suisse et États-Unis. Au total, ce sont plus de 180 chercheurs et responsables de laboratoires ou d'administration qui ont été auditionnés sur place, ce qui permet au total de dessiner d'une manière précise et vécue un état concret de la question des déchets dans ces pays. Les comptes rendus de ces visites sont publiés en annexe au présent rapport.

Au plan national, des visites ont été faites dans les centres de recherche nationaux, travaillant sur la gestion des déchets radioactifs, avec un total de 70 chercheurs auditionnés sur place ou à Paris en auditions privées⁸.

Par ailleurs, vos Rapporteurs ont tenu à se rendre à Chaumont, le 2 décembre et à Bar-le-Duc, le 3 décembre 2004 pour rencontrer les élus locaux de la Haute-Marne et de la Meuse, concernés par le laboratoire souterrain de Meuse/Haute-Marne. Ces rencontres très riches, avec plus de cinquante élus ont permis de mieux appréhender la perception des recherches, de comprendre les attentes ou les préoccupations des populations concernées au premier chef par le processus de la loi de 1991.

Enfin, trois journées complètes d'auditions publiques ouvertes à la presse ont été consacrées le 20 janvier 2005 à l'axe 1 de la loi (séparation-transmutation), le 27 janvier 2005 à l'axe 2 (stockage réversible ou irréversible en formations géologiques profondes) et le 3 février 2005 à l'axe 3 (conditionnement et entreposage à long terme). L'ensemble des parties prenantes ont été invitées à participer à ces auditions - organismes de recherche nationaux ou étrangers, pouvoirs publics, responsables de pays européens ou américain, collectivités territoriales, syndicats, organisations de protection de l'environnement - et ont répondu présentes, à l'exception d'une association qui a refusé de s'exprimer, faisant valoir le caractère prétendument « non démocratique » de ces auditions publiques ouvertes à la presse, organisées dans l'enceinte du Parlement.

Ces trois journées d'auditions publiques, dont on trouvera le compte rendu sténographique au tome II du présent rapport, ont permis, en tout état de cause, à la fois une information approfondie sur les résultats des recherches et une expression des parties prenantes, puisque vos Rapporteurs ont accueilli une forte délégation du conseil général de la Haute-Marne conduite par son Président, notre collègue de l'Office, le Sénateur Bruno SIDO, ainsi qu'une forte délégation du conseil général de la Meuse conduite par son Président, M. Christian NAMY et aussi des délégations des conseils régionaux de Champagne-Ardenne et de Lorraine.

Ces auditions ont sans aucun doute contribué à rendre possible le préalable humain et politique à toute discussion sur cette question, à caractère scientifique et technique.

Les sources du présent rapport sont donc particulières, nombreuses et factuelles au plan scientifique comme au plan politique.

Plutôt que de proposer ci-après le long compte rendu détaillé des recherches conduites en France et à l'étranger, que la moisson d'informations rassemblées aurait pu permettre, vos Rapporteurs vous proposent une lecture synthétique et une mise en perspective de l'état d'avancement des recherches, ainsi qu'une analyse politique des suites qu'il convient de donner à la loi du 30 décembre 1991.

Quelles que soient les solutions techniques envisagées pour la gestion des déchets radioactifs, les recherches doivent être parachevées avant leur mise en application pratique. Les durées relatives à l'industrie nucléaire sont, de fait, toujours beaucoup plus longues que dans les autres industries. Mais, c'est notre responsabilité à tous, alors que l'électricité joue un rôle si important dans notre vie quotidienne - rôle assuré à 80 % par l'électronucléaire - que d'avancer dans la voie que la loi de 1991 a tracée : prendre nos responsabilités face aux générations futures.

Chapitre I - Le constat scientifique : les recherches de la loi de 1991 ont précisé les atouts respectifs de la transmutation, du stockage et de l'entreposage et démontré leur complémentarité

Dans son article 4, la loi du 30 décembre 1991 a classé les recherches sur la gestion des déchets radioactifs à haute activité et à vie longue en trois domaines, communément appelés « axes de la loi de 1991 », à savoir :

- la recherche de solutions permettant la séparation et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue présents dans ces déchets (axe 1)

- l'étude des possibilités de stockage réversible ou irréversible dans les formations géologiques profondes, notamment grâce à la réalisation de laboratoires souterrains (axe 2)

- l'étude des procédés de conditionnement et d'entreposage de longue durée en surface de ces déchets (axe 3).

Après quatorze années de recherches, il est possible de mettre en évidence les atouts respectifs des trois grandes catégories de méthodes de gestion des déchets radioactifs de haute activité à vie longue (HA-VL) et de préciser leur calendrier d'application.

I.- L'axe 1 : La séparation et la transmutation des déchets radioactifs de haute activité est envisageable à l'horizon 2040

La séparation peut se définir comme un ensemble d'opérations chimiques visant à isoler les différents constituants des combustibles nucléaires usés, en vue de leur appliquer ensuite un traitement différencié. Ce traitement peut consister en différents modes de stockage ou leur reprise en réacteur.

Changement, dans son acception légendaire, d'un élément chimiquement pur - le plomb, par exemple - en un autre - l'or -, la transmutation est, plus simplement au sens de la physique, la modification d'un corps simple en un autre corps simple, se traduisant par un changement de numéro atomique.

Au demeurant, la séparation et la transmutation ne peuvent avoir d'application pratique que dans la mesure où le traitement-recyclage est l'option retenue pour l'aval du cycle du combustible nucléaire. Dans le cas contraire, comme en Suède, en Finlande ou aux États-Unis, les combustibles usés sont stockés directement et il n'y a pas lieu d'envisager d'opération de séparation en vue de la transmutation.

La France, pour sa part, met en œuvre les technologies du traitement-recyclage. Dans les usines de retraitement à La Hague, les combustibles usés sont dissous et l'on récupère ensuite, d'une part, l'uranium non brûlé et le plutonium, matières énergétiques recyclables, et d'autre part les déchets radioactifs de haute activité à vie longue qui sont immédiatement vitrifiés.

Au sens de la loi du 30 décembre 1991, la séparation, qui consiste en des étapes supplémentaires par rapport aux opérations de traitement actuellement pratiquées, et la transmutation sont deux techniques qui ont pour but de diminuer la radiotoxicité et la charge thermique des déchets radioactifs de haute activité à vie longue (HA-VL).

La cible de ces technologies représente une part très réduite du volume total des déchets radioactifs.

Ainsi, si l'on prend le cas du stock de déchets produits en France depuis le début des applications de l'énergie nucléaire jusqu'au 31 décembre 2002, les déchets HA-VL représentaient 1639 m³ sur un total de 869 874 m³.

Si l'on accorde une place centrale aux déchets HA-VL alors qu'ils ne représentent qu'un volume réduit en valeur absolue et une part très réduite - 0,2 % - du volume total⁹, c'est parce qu'ils représentent 96 % de la radioactivité de l'ensemble des déchets radioactifs.

En outre les déchets de haute activité à vie longue contiennent des radionucléides dont la période est la plus longue¹⁰.

1. La faisabilité de la séparation est démontrée sur le plan scientifique mais attend son industrialisation

La séparation consiste à isoler les deux catégories des radionucléides contenus dans les déchets de haute activité à vie longue, à savoir les actinides mineurs et les produits de fission. Cette opération revêt un intérêt majeur pour optimiser l'aval du cycle du combustible nucléaire car les actinides mineurs¹¹ et les produits de fission ont des propriétés différentes en termes de radiotoxicité et de période de radioactivité. La séparation permet dès lors de leur appliquer des modes de gestion différents.

Les recherches sur la séparation ont été, depuis 1992, conduites en France par le CEA, principalement dans son installation ATALANTE de Marcoule, unique au monde. Il s'est fondé sur ses compétences reconnues sur le plan international et a eu, en outre, la sagesse de s'entourer de nombreuses collaborations françaises ou internationales.

On a exploré au premier chef les méthodes de séparation en voie liquide mais n'a pas délaissé l'autre voie représentée par la pyrochimie. La première voie se situe dans le prolongement des méthodes industrielles du retraitement. Plus innovante, la pyrochimie doit surmonter des difficultés technologiques sérieuses. Ce faisant, loin de faire cavalier seul et d'emprunter des voies de recherche dont on pourrait redouter qu'elles soient des impasses, le CEA voit sa démarche confortée par le programme américain AFCI (Advanced Fuel Cycle Initiative).

En termes de bilans, les recherches ont démontré la faisabilité de la séparation à l'échelle du laboratoire, les principales catégories de radioéléments pouvant être séparées les unes des autres.

Au-delà de cas particuliers à résoudre, il reste d'une part à démontrer la faisabilité de ces opérations à l'échelle industrielle, ce qui supposera la construction d'un pilote industriel, et, d'autre part, à évaluer l'intérêt économique de la séparation replacée dans le cadre général de la gestion des déchets radioactifs.

1.1. Grâce à la séparation, un traitement différencié est applicable aux différents déchets, en vue de mieux gérer l'ensemble

Au sortir d'un réacteur à eau pressurisée du parc EDF¹², un combustible usé à l'oxyde d'uranium conserve une grande part de ses matières énergétiques non brûlées : 93 % d'uranium 238, 2 % d'uranium 235, 1 % de plutonium. Il comprend aussi des déchets de haute activité : 3,9 % de produits de fission et 0,1 % d'actinides mineurs¹³.

Figure 1 : La composition des combustibles irradiés déchargés de type UOX (oxydes d'uranium) en % de leur masse totale

(source : CEA et COGEMA)

Permettant d'isoler l'uranium et le plutonium, le retraitement pratiqué dans les installations de La Hague, a pour premier objectif la récupération de l'uranium et du plutonium, matières énergétiques, en vue de les recycler. Il a pour deuxième conséquence de diminuer la radiotoxicité à long terme des résidus.

Figure 2 : Schéma simplifié de l'évolution de la radiotoxicité du combustible nucléaire usé et de ses composants

Comme le montre la figure précédente, la radioactivité du combustible usé diminue au cours du temps mais ne rejoint celle du minerai d'uranium qu'au bout d'un million d'années.

Si, par des opérations de traitement-recyclage, on récupère l'uranium et le plutonium, qui sont les premiers responsables de la radiotoxicité à long terme du combustible usé, ce sont les actinides mineurs qui sont responsables de la radiotoxicité à long terme restante et un facteur 10 est gagné, dans la mesure où leur radiotoxicité rejoint le niveau du minerai d'uranium après 100 000 ans.

Comparativement, la radiotoxicité des produits de fission rejoint le niveau du minerai d'uranium après 1000 ans.

Ainsi donc, une fois le plutonium et l'uranium extraits grâce au retraitement, deux catégories de radioéléments, si elles sont séparées, justifient d'un traitement particulier : les produits de fission que l'on peut envisager de stocker sur des durées d'environ mille ans et les actinides mineurs qui doivent concentrer tous les efforts pour les transformer en éléments dont la radiotoxicité diminue plus rapidement au cours du temps.

Le tableau ci-après résume les propriétés principales des divers composants du combustible usé.

Tableau 1 : Les principales caractéristiques des composants des combustibles usés

Une retombée importante de la séparation est, non seulement de pouvoir gérer de manière optimale les radiotoxicités distinctes des différents radioéléments, mais également de pouvoir adopter des dispositions de gestion particulières sur le plan de la charge thermique des colis de déchets, celle-ci étant également variable selon les radioéléments considérés.

1.2. Le CEA, entouré de collaborations nationales et internationales, est l'acteur principal de recherches d'une grande complexité

Les technologies intitulées PUREX de séparation de l'uranium et du plutonium après dissolution des combustibles usés, sont opérationnelles au stade industriel depuis plus de vingt ans. Les résidus de ce procédé sont les actinides mineurs et les produits de fission. En dépit de la maturité industrielle du procédé PUREX et de l'expérience acquise, son prolongement vers des séparations supplémentaires s'est avéré une tâche particulièrement difficile pour plusieurs raisons.

La télémanipulation des solutions d'actinides mineurs et de produits de fission étant obligatoire du fait de leur très forte radioactivité, des installations complexes peuvent seules être utilisées. La construction puis la mise en service en 1992 de l'installation ATALANTE à Marcoule, sans équivalent dans le monde, ont permis de disposer d'un atout majeur. Pour autant sur le plan chimique, même si les techniques d'extraction en phase liquide sont bien maîtrisées, il a fallu chercher et tester de nombreuses molécules possédant des propriétés adéquates de très grande sélectivité par rapport aux différents éléments, de séparation avec l'eau et de résistance aux radiations. Enfin, les actinides mineurs ont des propriétés chimiques voisines pour certains de celles de l'uranium et pour d'autres d'une autre famille d'éléments, les lanthanides.

Ce sont au total 38 laboratoires du CNRS et des universités qui ont coopéré, au plan national, sur les recherches complexes de la séparation. Le CEA a également animé, en tant que leader, une coopération internationale forte, en Europe dans le cadre du 5^ème PCRD (1998-2002) et du 6^ème PCRD (2002-2006), mais aussi avec le Japon, la Russie et les États-Unis¹⁴.

1.3. Les recherches s'effectuent selon deux voies, confortées par le programme américain AFCI

Afin de tirer parti de l'expérience accumulée au plan scientifique comme au plan technique avec le procédé opérationnel PUREX d'extraction de l'uranium et du plutonium, le CEA s'est attaché à pousser plus loin ses possibilités, notamment pour extraire d'une part certains produits de fission comme l'iode et le technétium, et, d'autre part, le neptunium, actinide mineur dont le comportement chimique est voisin de celui de l'uranium et du plutonium. Des prolongements ont été mis au point pour extraire, dans un premier temps, les produits de fission, et dans un deuxième temps, les lanthanides, en vue d'isoler au final l'américium et le curium. Pour ce faire, de nouveaux « extractants », les diamides ont été mis au point.

En complément, nos équipes ont exploré la voie de la pyrochimie, qui consiste à dissoudre les éléments de combustibles dans des bains de sels fondus à haute température et à extraire les radioéléments par métaux fondus, électrodéposition et précipitation.

Cette double voie est également empruntée par le laboratoire national d'Argonne du Département de l'énergie des États-Unis.

En application de la doctrine Ford-Carter des années 1979, dont l'objectif est la lutte contre la prolifération des armes nucléaires, la séparation du plutonium « isolé », c'est-à-dire sans autre radioélément auquel il serait mélangé, est interdite aux États-Unis. Toutefois, le programme AFCI (Advanced Fuel Cycle Initiative) conduit par le Département de l'énergie des États-Unis, poursuit des buts dont certains sont liés à celui de la séparation. Les objectifs sont en effet la récupération des matières énergétiques contenues dans les combustibles nucléaires usés, la réduction des inventaires de plutonium civil, la réduction de la radiotoxicité et de la chaleur des déchets et l'optimisation du projet de stockage souterrain de Yucca Mountain.

Dans le cadre du programme AFCI, la voie de l'extraction liquide, intitulée UREX, a pour but la séparation conjointe du plutonium avec d'autres radioéléments. La pyrochimie, prioritaire au laboratoire national d'Argonne, est centrée sur l'électroraffinage, avec le codépôt des actinides mineurs avec le plutonium.

Les orientations de la recherche française sont validées par la démarche américaine et par les coopérations mises en place par les deux pays.

1.4. La faisabilité est démontrée à l'échelle du laboratoire

Le nombre de radioéléments présents dans les combustibles nucléaires usés à l'oxyde d'uranium est considérable : 5 types de noyaux lourds, 34 produits de fission, 6 produits d'activation et 2 produits de fission et d'activation.

Les recherches sur la séparation effectuées dans le cadre de l'axe 1 ont eu comme cibles prioritaires d'une part les actinides mineurs, américium, curium et neptunium, en tant que principaux contributeurs à la radiotoxicité à long terme après la récupération de l'uranium et du plutonium, et d'autre part, certains produits de fission à vie longue, iode, césium et technétium, dont l'abondance dans le combustible usé est significative et la mobilité dans la biosphère supérieure à celle des autres éléments.

La séparation à 99 % du neptunium, dont les propriétés chimiques sont proches de celles de l'uranium et du plutonium, a pu être réalisée par un complément apporté au procédé bien connu PUREX, l'iode et le technétium étant également extraits par un dispositif voisin.

La séparation se poursuit ensuite par le procédé DIAMEX, qui livre d'un côté les produits de fission et de l'autre, les actinides mineurs et les lanthanides¹⁵.

Le procédé SANEX permet enfin de séparer les lanthanides d'un côté et l'ensemble américium-curium de l'autre. À cet effet de nouveaux extractants de type diamides ont été mis au point, la synthèse chimique ayant permis de construire des molécules présentant un ensemble de propriétés favorables, en termes de propriétés électroniques, d'encombrement stérique, de lipophilie et de chélation.

Avec certaines molécules, l'américium a été récupéré à 99,9 % et le curium à 99,7 %, le rapport de séparation entre l'américium-curium et les lanthanides étant supérieur à 800.

En outre, des essais de laboratoires ont pu démontrer qu'il est possible de séparer l'américium et le curium à 1 % près.

S'agissant des produits de fission à vie longue, des molécules spécifiques intitulés calixarènes ou molécules cages ont été développées avec succès pour extraire le césium, la récupération s'effectuant à 99,8 %. Toutefois, on envisage de laisser le césium dans les solutions vitrifiées, sa mobilité dans la roche étant très faible. Le technétium pose un problème particulier, dans la mesure où il est difficile de le solubiliser, ce qui limite la récupération à la fraction en solution. Quant à l'iode, pour le moment rejeté en mer à des concentrations extrêmement faibles, le CEA a démontré sa récupération à 99 % par le procédé PUREX adapté et un procédé dérivé.

En tout état de cause, le travail réalisé pour la séparation représente une très grande réussite scientifique et technologique.

1.5. Une démonstration industrielle est nécessaire avant un service commercial vers 2040

Après avoir démontré la faisabilité de la séparation à l'échelle du laboratoire sur quelques grammes de déchets radioactifs, le CEA réalisera des expérimentations au cours de l'année 2005, visant à tester les procédés sur des quantités d'environ 15 kg, le déroulement de l'ensemble des opérations s'étalant sur une durée d'une centaine d'heures et ne semblant pas poser de problèmes particuliers, hormis l'inévitable et délicate mise au point des appareillages à une échelle supérieure.

Toutefois, il reste à instruire le dossier de la séparation à l'échelle industrielle.

En l'état actuel des techniques et des applications industrielles envisageables, la séparation poussée qui peut être envisagée comme priorité pour l'avenir, consisterait à se limiter à une extraction groupée de tous les actinides mineurs, d'un côté, et de l'autre, de l'ensemble des produits de fission, selon le procédé GANEX. Les actinides mineurs seraient alors transmutés dans des réacteurs nucléaires et les produits de fission conditionnés dans des matrices de verres et stockés définitivement, leur radiotoxicité diminuant au niveau de celle de l'uranium naturel après mille ans environ.

D'après des estimations concordantes, l'équipement industriel à construire pour mettre en œuvre la séparation poussée serait comparable en taille et en coût à l'usine UP3 de La Hague.

Le coût d'investissement de la séparation peut donc paraître important et poser le problème de son financement, inévitablement lié aux obligations imposées aux producteurs de déchets radioactifs.

Mais l'opportunité d'un tel investissement serait à apprécier dans un cadre global, en prenant en compte tous les facteurs de l'aval du cycle, dont certains compenseraient peut-être le surcoût de la séparation. Si le stockage géologique devait se limiter aux produits d'incinération des actinides mineurs, alors des réductions de coûts de construction importantes du site de stockage viendraient en déduction. De même les coûts d'entreposage seraient réduits en volume et dans la durée.

Les délais d'industrialisation sont probablement d'une à deux décennies pour la séparation. L'horizon de la transmutation, qui, dans l'approche française peut difficilement être disjointe de la séparation, est, quant à lui, nettement plus lointain.

2. La faisabilité de la transmutation est démontrée scientifiquement mais attend la réalisation de démonstrateurs technologiques

S'effectuant par bombardement neutronique, la transmutation peut revêtir deux formes. La première voie est la capture d'un neutron, qui conduit à la formation d'un noyau plus lourd que le noyau initial. Ce nouveau noyau est stable ou instable, ce qui entraîne une nouvelle transformation. La deuxième voie est celle de la fission directe du noyau en des éléments plus légers, et souvent à durée de vie plus faible.

Quelle que soit la forme qu'elle revêt, la transmutation doit être effectuée par des neutrons. Différentes méthodes peuvent être envisagées, chacune présentant des avantages et inconvénients.

La faisabilité scientifique de la transmutation est désormais démontrée grâce aux expériences conduites avec Phénix. Mais le chemin vers l'industrialisation est long. Le passage à des quantités plus importantes reste à faire, dans un contexte où la France sera, à partir de 2008 et l'arrêt de Phénix, démunie de moyens d'expérimentation. En parallèle à la démonstration scientifique et technique sur des quantités significatives de déchets radioactifs, les études devront avoir progressé sur les deux filières industrielles des réacteurs de Génération IV et des réacteurs pilotés par accélérateur de type ADS (Accelerator Driven Systems). Il sera également nécessaire de déterminer comment les objectifs de transmutation pourront être pris en compte par ces réacteurs, dans un parc électronucléaire dual, composé de réacteurs de générations différentes.

2.1. Différentes méthodes et divers outils existent pour réaliser la transmutation

Pour transmuter des déchets radioactifs, au premier chef les actinides mineurs, deux méthodes ont été expérimentées.

La première méthode consiste à mélanger les actinides mineurs à l'oxyde d'uranium de chaque pastille de chaque crayon d'assemblage combustible. On parle alors d'irradiation ou de recyclage homogène. Comme les neutrons produits par la fission de l'uranium 235 du combustible à l'oxyde d'uranium doivent être suffisamment nombreux pour que la réaction en chaîne se poursuive sans encombre, la quantité de déchets radioactifs qui peuvent être mélangés au combustible de base est nécessairement limitée. Par ailleurs, ce sont les impératifs de gestion du combustible de base qui priment sur le degré d'avancement de la réaction de transmutation. Comme les réactions de transmutation sont relativement lentes, les assemblages de combustible doivent être sortis lorsque le taux de combustion maximal est atteint. En conséquence, les radioéléments à transmuter doivent être réinjectés en réacteur au sein du combustible neuf. Un multi-recyclage est ainsi indispensable, consistant en une suite d'opérations successives de séparation et d'irradiation, en vue de parvenir au meilleur taux de transmutation.

La deuxième méthode consiste au contraire à insérer dans le cœur du réacteur des crayons voire des assemblages combustibles ne contenant que les radioéléments à transmuter immobilisés sur des matrices spécifiques. On parle alors d'irradiation ou de recyclage hétérogène. Les assemblages combustibles ne sont pas alors identiques dans la totalité du cœur. Au contraire, des assemblages combustibles spécifiques contenant les déchets à transmuter sont disposés dans certains endroits du cœur. L'objectif est alors de transmuter les radioéléments en un seul passage dans le réacteur¹⁶.

Mais dans quels types de réacteurs peut-on effectuer des réactions de transmutation ?

Nécessitant dans tous les cas des neutrons, la transmutation peut être, en premier lieu réalisée au sein des réacteurs à eau pressurisée électrogènes classiques des parcs électronucléaires en fonctionnement. Ce sont alors les neutrons dits thermiques de ces derniers qui opèrent les réactions de transmutation. La vitesse et le taux de transmutation étant limités, un choix doit alors être fait entre le recyclage homogène (mélange des déchets au combustible classique) et le recyclage hétérogène (crayons spécifiques ne comportant que des radioéléments à transmuter).

L'outil privilégié pour la transmutation reste toutefois les neutrons rapides, dans la mesure où leur efficacité vis-à-vis du processus visé est très supérieure. De fait, le réacteur à neutrons rapides constitue la machine de référence non seulement pour des raisons théoriques mais aussi parce que c'est avec le réacteur à neutrons rapides Phénix que la preuve a été administrée que la transmutation des actinides mineurs est possible.

Toutefois, un autre schéma est proposé, celui des réacteurs hybrides pilotés par accélérateur, où un réacteur sous-critique reçoit des neutrons additionnels fournis par une source extérieure de spallation¹⁷ actionnée par un accélérateur de particules.

2.2. La faisabilité de la transmutation est démontrée au plan scientifique

Dans le cadre des recherches menées en application de la loi du 30 décembre 1991, le CEA a apporté la démonstration que la transmutation des actinides mineurs peut être réalisée en mode homogène comme en mode hétérogène, ce dernier mode étant nettement le plus efficace.

Par ailleurs et surtout, la preuve a été apportée que les différents actinides mineurs peuvent être effectivement transmutés. Le réacteur à neutrons rapides PHENIX de Marcoule a joué à cet égard un rôle déterminant.

L'américium a été transmuté isolément en mode hétérogène, avec un taux de transmutation de l'ordre de 90 %, au cours des expériences ECRIX-B et ECRIX-H, conduites avec Phénix entre 1991 et 2004. Auparavant, l'américium de même que le neptunium avaient été transmutés en mode homogène ou hétérogène avec forte concentration, avec l'expérience SUPERFACT (1986-1988). La transmutation du curium a été également démontrée indirectement, dans la mesure où l'américium irradié se transforme en premier lieu en curium¹⁸.

Il est établi en tout état de cause que la transmutation produira des déchets ultimes dont la radiotoxicité ne dépassera pas le millier d'années et dont le seul mode de gestion possible sera le stockage définitif.

De nombreuses questions restent toutefois en suspens, dont les principales ont sans doute trait à la vitesse de transmutation et donc au temps de séjour en réacteur des déchets radioactifs de haute activité à vie longue et à la quantité de déchets qui pourra être traitée par un transmuteur en particulier.

2.3. Le recyclage des déchets radioactifs en réacteurs est d'abord un problème de combustibles

Que les actinides mineurs à transmuter soient mélangés à un combustible standard, qu'il faille au contraire les isoler dans des assemblages particuliers, que l'on utilise des réacteurs à eau légère, des réacteurs à neutrons rapides ou des systèmes pilotés par accélérateurs, le préalable à la transmutation est la fabrication de combustibles et l'analyse de leur impact sur le fonctionnement des réacteurs eux-mêmes.

S'agissant de la fabrication de combustibles, différentes méthodes ont été testées, à la fois sur le plan des techniques de fabrication et des matrices pour les conditionner. Ces tests ont toutefois été réalisés sur des quantités très réduites, de l'ordre du gramme et devront le moment venu être extrapolées sur des quantités plus importantes jusqu'à atteindre, le moment venu, un niveau industriel. Une conséquence majeure n'est pas encore tirée au clair : quels types de fabrication de combustibles faudra-t-il mettre en place et quelles en seront les différences majeures par rapport aux usines de fabrication de combustibles UOx ou MOX ?

Question fondamentale pour la faisabilité de la transmutation, quel sera l'impact de la présence d'actinides mineurs sur le fonctionnement des réacteurs, quels qu'ils soient ? Quel type de recyclage sera-t-il dans les faits possibles - homogène ou hétérogène ? Quelles seront les quantités d'actinides mineurs qui pourront être chargées en réacteur, sans en perturber le fonctionnement ? En réalité, se joue sur les réponses à ces questions, la possibilité d'utiliser le parc de production d'électricité pour la transmutation ou bien la nécessité de construire un parc spécifique de machines spécialisées dans la transmutation.

2.4. Le recyclage des actinides mineurs dans les réacteurs à eau légère n'offre pas de perspectives séduisantes

Le recyclage des actinides mineurs dans les réacteurs à eau légère est possible en théorie. En raison de performances nécessairement limitées, cette orientation ne semble pas toutefois constituer une option de référence.

La transmutation par les neutrons thermiques des réacteurs à eau légère, notamment par les réacteurs à eau pressurisée, est théoriquement possible. Pour en optimiser le rendement, on peut imaginer d'utiliser de remplacer une matrice à l'oxyde d'uranium par une matrice métallique, ce qui permet d'éviter la formation de plutonium à partir de l'uranium fertile 238. Un tel recyclage s'effectue en mode hétérogène.

Pour ne pas compliquer le fonctionnement du parc électronucléaire, un exploitant nucléaire comme EDF opterait évidemment pour le recyclage hétérogène. Mais on peut se demander si cette option est compatible avec une gestion simple du parc électronucléaire, dans la mesure où certains réacteurs fonctionneraient avec du combustible MOX recyclant le plutonium, tandis que d'autres recycleraient les actinides mineurs, avec une durée de présence dans le cœur qui reste pour le moment inconnue.

En tout état de cause, de nombreuses démonstrations de sûreté seraient à effectuer, d'abord sur le comportement des combustibles métalliques, ensuite sur la compatibilité de la présence d'aiguilles de combustibles chargés en actinides mineurs, voire, sur la juxtaposition dans le cœur d'un même réacteur, d'assemblages combustibles MOX et d'assemblages combustibles comprenant des actinides mineurs.

Si cette approche risque de compliquer la gestion du parc électronucléaire, la complexité du cycle du combustible risque, elle aussi, d'être singulièrement aggravée. Un multi-recyclage serait en effet probablement nécessaire, conduisant à multiplier les opérations de séparation et de fabrication de combustibles, ces dernières étant au demeurant beaucoup plus difficiles qu'actuellement du fait de la forte radioactivité des actinides mineurs.

C'est pourquoi les Générations II (réacteurs REP 900 et 1300 MW), III (réacteurs N4) et même III+(EPR) ne semblent pas se prêter au recyclage des actinides mineurs, les seuls espoirs réels reposant sur les réacteurs de Génération IV et les ADS.

2.5. Les réacteurs de Génération IV seront probablement les outils privilégiés d'une transmutation des actinides mineurs intégrée à la production d'électricité, après 2040

Les réacteurs de Génération IV représentent l'avenir probable à l'horizon 2035 de l'énergie nucléaire civile¹⁹.

L'organisation des efforts de recherche et développement en vue de parvenir à leur mise au point fait l'objet d'une coopération internationale, initiée par le Département de l'énergie des États-Unis et rassemblant désormais une dizaine de pays, au sein du forum international de Génération IV GIF (Generation IV International Forum)²⁰.

Considérant que la R&D devait être la plus ouverte possible mais qu'il convenait de ne pas disperser les efforts dans des voies sans avenir, le GIF a sélectionné 6 filières technologiques qui sont en fait des couples réacteurs / combustibles nucléaires.

La fonction principale des réacteurs de Génération IV est la production d'électricité, ces réacteurs devant se substituer ou plus vraisemblablement, compte tenu des besoins en énergie mondiaux, s'ajouter aux réacteurs classiques à eau légère actuellement en fonctionnement dans le monde.

Toutefois, afin de mieux prendre en compte d'une part la rareté en matières fissiles en cherchant à extraire tout leur contenu énergétique et, d'autre part, les contraintes de l'aval du cycle et en particulier la gestion des déchets radioactifs, ce ne sont pas seulement des concepts de réacteurs qui ont été choisis mais des couples réacteurs / combustibles.

Prenant en compte ces objectifs, la sélection des filières réacteurs/combustibles a eu pour résultat le choix de 3 types de réacteurs à neutrons rapides sur les 6 types de réacteurs retenus²¹.

D'une manière générale, la mise en service commercial des réacteurs de Génération IV ne devrait pas intervenir avant l'horizon 2035²². Dans un premier temps, de nombreux verrous technologiques devront en effet être levés. Dans un deuxième temps, des installations pilotes et des démonstrateurs devront être construits et testés sur plusieurs années. Dans un troisième temps, des réacteurs tête de série devront être exploités sur plusieurs années, avant de procéder à la construction proprement dite de séries, ce qui conduit à l'échéance 2040.

Sachant que les réacteurs à neutrons rapides fournissent précisément les neutrons dont l'énergie convient particulièrement aux réactions de transmutation, quelles fonctions peuvent assumer les réacteurs à neutrons rapides d'un parc dont la vocation première serait la production d'électricité, vis-à-vis de la transmutation des déchets radioactifs de haute activité à vie longue ?

Sur le plan scientifique, les expériences conduites dans le réacteur Phénix ne laissent aucun doute sur les aptitudes des réacteurs à neutrons rapides à procéder à la transmutation des actinides mineurs avec efficacité.

Dans le cas d'un recyclage homogène où les déchets radioactifs de haute activité sont mélangés au combustible standard - uranium 238 et plutonium -, des tests en vraie grandeur devront toutefois être réalisés pour déterminer quelle proportion maximale des déchets peut être acceptée sans perturber le fonctionnement du cœur.

Dans le cas d'un recyclage hétérogène, où des assemblages combustibles spécifiques contiennent exclusivement les déchets radioactifs, il sera également nécessaire de déterminer le nombre maximal de ce type d'assemblages compatible avec une exploitation sûre du cœur.

Au demeurant, quelle devrait être la place des réacteurs à neutrons rapides dans le paysage électronucléaire global, dont on sait qu'en France, il comprendra au moins jusqu'en 2035 des réacteurs à eau pressurisée de la génération III actuellement en service, sinon presqu'à la fin du siècle avec la mise en service de l'EPR ?

Deux cas de figures doivent être pris en compte : d'une part le cas de réacteurs à neutrons rapides déployés progressivement à partir de 2035, et, d'autre part, le cas d'un parc électronucléaire exclusivement constitué de réacteurs à neutrons rapides.

Dans l'hypothèse où le parc électronucléaire serait dual, c'est-à-dire constitué d'une part décroissante dans le temps de réacteurs à eau pressurisée et d'une part croissante de réacteurs de Génération IV, il serait possible de recycler les déchets radioactifs produits par les réacteurs classiques dans les réacteurs de Génération IV afin de les transmuter.

Des questions simples devront toutefois trouver des réponses : avec quel décalage dans le temps le recyclage sera-t-il possible ? Quel sera le nombre nécessaire de réacteurs de Génération IV par rapport au nombre de réacteurs à eau pressurisée en service ? Au bout de combien de temps les déchets radioactifs seront-ils transmutés ? Quels seront les volumes résultants, destinés à un stockage final ?

Dans le cas d'un parc électronucléaire constitué uniquement de réacteurs de Génération IV, un équilibre serait atteint après 5 à 6 passages en réacteurs, soit 50 ans - délais de fabrication des combustibles spécifiques compris - en termes d'inventaire de déchets radioactifs à vie longue. Le seul lieu où résideraient des actinides mineurs sur une longue période serait le cœur des réacteurs. Il n'y aurait donc plus besoin de stocker les actinides mineurs en milieu géologique.

Dans ce cas comme dans le précédent, les questions restent nombreuses, même dans l'hypothèse où l'on suppose possibles la faisabilité, l'acceptation et l'exploitation commerciale de réacteurs de Génération IV à l'horizon 2035. Les questions de sûreté lorsque le cœur comprendra une proportion significative d'actinides mineurs ne sont pas les moins difficiles à résoudre.

C'est pourquoi l'horizon 2040 pour une entrée en service opérationnel de la transmutation semble plausible.

2.6. Les réacteurs pilotés par accélérateur (ADS) pourraient être les outils spécialisés de la transmutation, sous condition de réalisation d'un démonstrateur

La technologie des réacteurs pilotés par accélérateur porte également l'espoir d'une transmutation optimale des déchets radioactifs.

Cette technologie a été imaginée au début des années 1990 par les équipes du Professeur Carlo Rubbia, Prix Nobel de physique.

Le principe d'un réacteur piloté par accélérateur (ADS - Accelerator Driven Reactor) est de lier un accélérateur de protons, une cible de spallation et un réacteur nucléaire sous-critique.

L'accélérateur produit des protons de haute énergie qui vont percuter une cible de plomb, celle-ci délivrant alors des neutrons acheminés vers le réacteur nucléaire sous-critique. Le réacteur reçoit les neutrons qui lui manquent pour effectuer avec un rendement élevé les réactions de transmutation.

Les avantages attendus des systèmes ADS sont de l'ordre de la sûreté et de l'ordre de l'efficacité pour la gestion des déchets. S'agissant de la sûreté, la sous-criticité du réacteur permet son arrêt automatique en cas de rupture de toutes les alimentations. En particulier, l'arrêt de l'accélérateur entraîne l'arrêt de la production de neutrons additionnels et donc celui du réacteur. S'agissant de l'efficacité de la transmutation, les systèmes ADS devraient pouvoir, du fait même de leur conception, accepter une quantité relative de déchets radioactifs très supérieure à celle des réacteurs à neutrons rapides de Génération IV, tout en étant suffisamment flexibles pour accepter tous types de déchets.

Sur un plan plus général, les ADS, en combinant la physique des particules et la physique nucléaire, présenteraient un profil plus attractif que celui de la seule science nucléaire, et pourraient ainsi attirer de nouvelles vocations scientifiques et techniques, contrairement au secteur nucléaire qui peine à renouveler ses effectifs. Il s'agit d'un domaine de recherche qui suscite un fort intérêt au CNRS.

Enfin les ADS pourraient compléter un parc électronucléaire classique, composé de réacteurs à eau légère de la génération actuelle ou de la génération de l'EPR (Génération III+), à raison d'un ADS pour 5-7 réacteurs classiques.

Les incertitudes des réacteurs ADS semblent toutefois nombreuses, tant le manque d'expérience est complet dans ce domaine.

La conception des ADS a certes progressé depuis 1991. L'expérience MUSE réalisée par le CEA à Cadarache a permis de simuler avec succès une cible de plomb placée au centre d'un réacteur sous-critique constitué avec le réacteur MASURCA. Toutefois, les travaux réalisés dans le monde sont des travaux de conception ou de test de briques technologiques de l'ensemble, ce dernier n'ayant pas encore été testé expérimentalement dans sa globalité.

C'est pourquoi les interrogations sur les limites des systèmes ADS sont encore nombreuses.

En premier lieu, même si les études théoriques et les études d'ingénierie démontrent la faisabilité de la transmutation de déchets radioactifs à vie longue avec un système ADS, aucune preuve expérimentale n'existe dans ce domaine. Ensuite, les ADS sont réputés posséder une sûreté intrinsèque, qui est toutefois mise en doute depuis plusieurs années par certains experts. De fait, pour tenir compte de ces critiques et augmenter la sûreté d'un réacteur piloté par accélérateur, il apparaît aujourd'hui nécessaire de doter le cœur du réacteur sous-critique de barres de contrôle analogues à celles des réacteurs classiques, ce qui peut faire dire que les ADS ajouteraient à la complexité d'un réacteur nucléaire classique, la complexité supplémentaire d'un accélérateur. Le couplage d'un réacteur sous-critique et d'un accélérateur reste en réalité à expérimenter dans des conditions dynamiques de démarrage ou d'arrêt. Or les accélérateurs de particules sont des machines très coûteuses à construire et à exploiter. De surcroît, leur fiabilité insuffisante empêcherait qu'ils soient connectés au réseau électrique, ce qui entraînerait un manque à gagner par rapport aux réacteurs à neutrons rapides.

Dans l'état actuel des connaissances et des projets, il semble très difficile sinon impossible de faire, en ce qui concerne leur efficacité vis-à-vis de la transmutation, non seulement un arbitrage entre les réacteurs à neutrons rapides et les réacteurs pilotés par accélérateur mais même de déterminer leurs domaines d'application privilégiés respectifs.

C'est pourquoi la poursuite des recherches et la réalisation d'un pilote expérimental apparaissent particulièrement nécessaires.

2.7. Une nouvelle problématique combustible nucléaire / déchets radioactifs pourrait s'ouvrir avec les réacteurs à sels fondus

Il faut enfin citer la filière spécifique des réacteurs à sels fondus, retenue par le Forum international Génération IV. Les réacteurs à sels fondus ne se positionnent pas comme une solution pour recycler les déchets produits par le parc électronucléaire actuel mais comme le pivot d'un nouvel âge du nucléaire reposant sur des bases techniques nouvelles.

De fait, le CNRS voit dans cette nouvelle filière de nombreux avantages.

Le premier avantage des réacteurs à sels fondus devrait provenir d'une part du fait qu'un nouveau cycle du combustible serait exploité, fondé sur le thorium, un élément beaucoup plus abondant que l'uranium et, d'autre part, de leur faible consommation en combustibles fissiles²³. Son deuxième avantage serait de diviser d'un facteur 100 la production de déchets, ceux-ci étant sous-tirés du réacteur, conditionnés et directement envoyés au stockage sans avoir besoin de les recycler pour transmutation dans un autre réacteur.

Séduisants en théorie, les réacteurs à sels fondus nécessitent toutefois de nombreux sauts technologiques, notamment pour mettre au point des matériaux résistant à la corrosion des sels fondus à haute température. Il convient aussi d'évaluer les inconvénients et les avantages de mise en place d'un nouveau cycle du combustible. Il s'agit par ailleurs d'une filière qui n'a fait l'objet, pour le moment, que d'un très faible nombre de tests, pratiqués au demeurant sur des maquettes de très faible puissance.

L'articulation de cette filière avec les parcs électronucléaires actuellement en service devra aussi être approfondie.

2.8. La transmutation devrait s'appliquer en 2040 aux déchets radioactifs futurs

Les principaux outils de transmutation que les connaissances scientifiques et techniques accumulées sur la période 1991-2005 permettent d'envisager sont les réacteurs à eau pressurisée du parc électronucléaire actuel, les réacteurs à neutrons rapides de Génération IV et les réacteurs pilotés par accélérateur.

Hormis les réacteurs électronucléaires actuellement en fonctionnement, dont on peut douter de la capacité à transmuter les déchets radioactifs dans des proportions suffisantes, tous les nouveaux instruments de transmutation ne devraient pas pouvoir entrer en service commercial régulier avant 2040. C'est donc à partir de cette date seulement que la transmutation pourra entrer en vigueur.

Pour des raisons de sécurité, il semble impossible de différer le conditionnement sous la forme de verres des déchets de haute activité à vie longue issus des opérations de traitement-recyclage qui se poursuivront dans l'intervalle.

La transmutation semble donc ne pouvoir porter que sur les déchets de haute activité produits à partir de cette date.

3. La transmutation des déchets de haute activité déjà conditionnés et la valorisation des déchets de moyenne activité à vie longue se heurtent à des difficultés majeures

Les déchets de haute activité à vie longue - produits de fission et actinides mineurs - résultant du retraitement des combustibles usés depuis la mise en service des installations de Marcoule (déchets C0) puis de La Hague (déchets C1) représentaient un volume de 1639 m³ au 31 décembre 2002, leur volume devant atteindre 3612 m³ en 2020 suivant les projections établies par l'ANDRA²⁴.

La dissolution des verres contenant les déchets radioactifs de haute activité à vie longue est possible techniquement. Dans l'état actuel des connaissances, cette opération semble toutefois très onéreuse. La séparation et la transmutation des déchets déjà produits et conditionnés semble en conséquence difficile à envisager.

Compte tenu de l'indispensable conditionnement, pour des raisons de sécurité, des produits de fission et des actinides mineurs issus du retraitement, ceci veut dire que la séparation et la transmutation des déchets radioactifs produits depuis les origines jusqu'en 2040, date de mise en service des réacteurs capables de transmuter les déchets en quantité, ne sont pas non plus envisageables.

La question des déchets de moyenne activité à vie longue mérite par ailleurs d'être examinée.

On pourrait a priori penser qu'une démarche identique de séparation -transmutation devrait s'appliquer aux déchets de moyenne activité à vie longue (MA-VL), afin de diminuer leur impact éventuel à long terme, puisque leur volume représente 4,6 % du total, pour 3,87 % de la radioactivité totale.

Leur volume atteignait 45 359 m³ au 31 décembre 2002, et devrait atteindre 54 509 m³ en 2020.

En réalité, la concentration des radioéléments dans ces déchets est faible et obligerait à des opérations de récupération dans des matrices ou des milieux extrêmement divers - bitume, ciments -, opérations qui généreraient elles-mêmes de nouveaux déchets radioactifs.

La valorisation des déchets MA-VL semble extrêmement difficile, pour les déchets déjà générés et pour l'avenir également.

Il n'en demeure pas moins qu'en l'absence totale de perspective de séparation-transmutation pour ce type de déchets, les seules solutions pour les gérer sont le stockage ou l'entreposage de longue durée.

II.- L'axe 2 : la faisabilité en France du stockage géologique réversible entre 2020 et 2025 est très probable même si quelques incertitudes technico-scientifiques restent à lever

Le stockage en formation géologique représente la solution définitive privilégiée par la plupart des pays nucléaires pour leurs déchets radioactifs de haute activité et leurs combustibles usés. En application de la loi du 30 décembre 1991, la France concentre ses recherches au laboratoire de Meuse/Haute-Marne, solution de référence qui nécessite encore des recherches plutôt que la construction d'une installation concurrente.

1. Selon l'agence internationale de Vienne, le stockage géologique des déchets apporte la sûreté maximale

L'AIEA (agence internationale de l'énergie atomique) de Vienne, qui fait partie des agences spécialisées de l'ONU, s'intéresse à la sûreté des déchets radioactifs et des combustibles usés depuis plusieurs années. En application de sa méthode générale, l'agence a mis au point, au sujet de la gestion des déchets radioactifs, un ensemble de préconisations, constitué de principes fondamentaux de sûreté, de règles de sûreté, de guides de sûreté et de bonnes pratiques.

Les principes fondamentaux de sûreté pour la gestion des déchets, édités par l'AIEA datent de 1995. Selon l'agence internationale, d'une manière générale, la gestion des déchets radioactifs doit avoir pour objectif d'assurer la protection de la santé publique et de l'environnement à tout moment, dans le présent et dans l'avenir, sans imposer des charges indues aux générations futures. « Bien qu'il ne soit pas possible de garantir un total confinement des déchets radioactifs sur des échelles de temps très étendues, l'objectif est de donner l'assurance raisonnable de l'absence d'impact inacceptable sur la santé humaine. Ceci est typiquement obtenu par l'application de l'approche multibarrières, dans laquelle des barrières naturelles et des barrières ouvragées sont utilisées de concert »²⁵.

La convention jointe sur la sûreté de la gestion des combustibles nucléaires usés et des déchets radioactifs, adoptée en 1997 et entrée en vigueur en 2001, est la première législation internationale contraignante dans ce domaine. Cette convention à laquelle ont adhéré 34 parties contractantes, énonce un ensemble d'exigences de sûreté pour la construction et l'exploitation d'entreposages ou de stockage, sans toutefois prendre parti directement en faveur de solutions techniques particulières.

Autre étape fondamentale dans l'approche de l'AIEA, la conférence internationale organisée sous ses auspices à Cordoue en mars 2000 a fait le constat que « l'entreposage `perpétuel' des déchets radioactifs n'est pas une pratique durable et n'offre aucune solution pour l'avenir ». En conséquence, la conférence générale de l'AIEA de septembre 2001 a adopté un programme d'action, comprenant notamment « l'évaluation des conséquences sur la sûreté d'un entreposage prolongé et des reconditionnements éventuellement nécessaires ».

En application de ce programme, l'AIEA a publié en 2003, un document élaboré par un panel d'experts internationaux constitué par ses soins, sur le sujet suivant : « l'entreposage à long terme des déchets radioactifs : sûreté et durabilité »²⁶. Destiné, selon les propres termes de l'AIEA, à servir de référence centrale et d'autorité pour les discussions nationales, ce document de l'AIEA indique que « le confinement des déchets radioactifs est le mieux assuré lorsque ceux-ci sont placés à une profondeur significative dans le sous-sol, c'est-à-dire par le stockage géologique ».

Pourquoi une telle position, claire et précise, en faveur du stockage géologique ne figure-t-elle pas dans la convention jointe de 1998 ?

Il semble s'être produit dans les années récentes une clarification des positions des experts sur les avantages du stockage par rapport à l'entreposage. Par ailleurs, la convention jointe exprime un consensus des parties contractantes, les Etats, qui, disposant de réalisations diverses, pour la plupart sous la forme d'entreposages, n'ont pas souhaité souscrire à une obligation contraignante de construction d'un site de stockage. On a retrouvé, dans l'Union européenne, ce refus des Etats de se voir imposer des obligations pratiques et datées, lors de la discussion du « paquet nucléaire » proposé par Mme Loyola de Palacio, commissaire européen à l'énergie.

La position des experts rassemblés par l'AIEA a toutefois été endossée par cette dernière d'une manière parfaitement claire : le stockage géologique est la solution de gestion des déchets radioactifs, optimale en matière de sûreté.

2. D'après les études réalisées dans différents pays, un niveau de sûreté élevé s'attache au stockage en formation géologique profonde

Si le stockage en formations géologiques profondes est considéré par l'AIEA et de nombreux pays comme l'option de référence pour le stockage des déchets radioactifs de haute activité, c'est parce qu'au-delà des barrières ou artificielles ou ouvragées que l'on peut interposer entre les déchets et les populations, une barrière naturelle de plusieurs centaines de mètres de roches oppose un obstacle retardateur d'une grande efficacité vis-à-vis du mouvement éventuel des radioéléments vers les populations.

La défense en profondeur grâce au concept multibarrières trouve alors son acception la plus pleine.

2.1. La défense en profondeur est assurée par différentes barrières artificielles ou ouvragées

Suivant que l'on se trouve dans le cas de combustibles usés ou de déchets radioactifs de haute activité, le nombre et la nature des barrières de confinement artificielles ou ouvragées sont différents.

L'un des dispositifs de confinement les plus élaborés pour les combustibles usés est le dispositif suédois KBS-3, développé par SKB.

Dans ce dispositif, les barrières artificielles ou ouvragées sont au nombre de 5.

Les combustibles usés sont en effet constitués de pastilles de combustible (1^ère barrière de confinement : la matrice du combustible oppose une résistance à la migration des radioéléments), elles-mêmes insérées dans un crayon de combustibles constituant une gaine (2^ème barrière : la gaine métallique est d'une étanchéité imparfaite mais réelle), plusieurs crayons étant réunis en « assemblages combustibles ». Les assemblages combustibles sont insérés eux-mêmes insérés dans un cylindre de fonte (3^ème barrière), qui lui-même sert de revêtement intérieur à un cylindre épais de cuivre dont l'épaisseur des parois est de 5 cm (4^ème barrière).

Figure 3 : Le concept de sûreté suédois KBS-3

(source : SKB)