Mode de fonctionnement du parc nucléaire Cycle de production

Les centrales REP alternent des cycles de production de plusieurs mois

Le taux de production du parc nucléaire français (qui se définit comme l’énergie produite rapportée à l’énergie théorique maximale, cette dernière notion correspondant à un fonctionnement à la puis-sance installée toute l’année), encore appelé « load factor» (« Kp »), atteint 77,4 % en 2006. Ce taux s’explique par un coefficient de dis-ponibilité (énergie disponible⁸rapportée à l’énergie théorique maxi-male précitée (« Kd »)) de 83,6 % en amélioration par rapport à 2005 et un coefficient d’utilisation (énergie produite rapportée à l’énergie disponible (« Ku »)) de 92,6 %.

•Entre 2001 et 2005, le Kd s’est amélioré de 2,2 points essentielle-ment en raison de la réduction des durées d’arrêt. En 2006, les actions se sont poursuivies contribuant à une augmentation supplé-mentaire du Kd.

•L’augmentation de la disponibilité du parc nucléaire s’est accompa-gnée depuis 2001 d’une meilleure saisonnalisation du planning d’ar-rêts, avec un nombre de centrales en arrêt programmé en hiver en nette baisse (au maximum 2 arrêts programmés sur la période hivernale depuis 2004 contre près de 6 arrêts sur l’hiver 2001-2002) afin de faire face à la demande soutenue sur cette période.

•Les performances techniques d’exploitation du parc nucléaire peuvent encore progresser. Pour ce faire, les leviers de performance suivants restent à concrétiser :

– mise en œuvre intégrale du plan de réduction des durées d’arrêt ; – passage à des cycles de production de 18 mois au lieu de 12 mois pour les quatre tranches du palier 1 500 MW, à partir de 2007 avec un plein effet prévu à partir de 2010.

•Les effets de ces leviers seront toutefois atténués par des pro-grammes d’arrêt plus lourds dans les prochaines années en raison d’un nombre annuel plus important de visites décennales et d’opé-rations importantes de maintien du patrimoine en vue de garantir la prolongation de la durée de vie des centrales.

•L’objectif pour le coefficient de disponibilité reste d’atteindre 84 % de manière durable. Toutefois, un écart de conformité a été détecté fin 2006 sur des générateurs de vapeur dans plusieurs unités de production. Le traitement de cette anomalie est effectué lors d’ar-rêts programmés des centrales. L’anomalie a déjà eu un effet sur le Kd en 2006, il en aura probablement encore un en 2007 et 2008.

En variation par rapport à 2006, l’impact pourrait être de l’ordre de 0,5 point sur le Kd.

•Certains parcs nucléaires étrangers performants (Allemagne, Etats-Unis) affichent un coefficient de disponibilité de près de 90 % (source : CEA Elecnuc « les centrales nucléaires dans le monde »).

Les spécificités d’exploitation du parc français justifient l’essentiel de cet écart :

– exigences réglementaires applicables en France, notamment en matière de législation du travail ;

– un cycle de production de 12 mois pour la moitié du parc français (à comparer avec des cycles de production de 18 à 24 mois aux Etats-Unis) ;

– un fonctionnement en « suivi de charge » (c'est-à-dire un fonc-tionnement épousant la courbe de la consommation sollicitant plus les matériels et entraînant des indisponibilités).

•Le coefficient d’utilisation (Ku) s’est établi ces dernières années autour de 93 % en raison :

– des contraintes liées aux réglementations environnementales (échauffement des rivières, débit des fleuves, etc,…) ;

– des choix d’optimisation effectués par EDF dans le cadre du fonc-tionnement de son parc :

ole parc nucléaire d’EDF contribue à la fourniture de « services » au réseau électrique correspondant à la mise à disposition d’une réserve de puissance pour faire face à un incident réseau ; ole parc nucléaire d’EDF fonctionne, au-delà de la durée standard

d’un cycle de production, à puissance réduite (« stretch») pour valoriser pleinement le combustible nucléaire ;

ole parc nucléaire d’EDF ne fonctionne pas uniquement en base comme c’est le cas de la plupart des parcs étrangers, mais est amené à fonctionner en suivi de charge.

EDF considère qu’il existe à terme un potentiel d’amélioration du

«load factor» (Kp) notamment par le développement des intercon-nexions à l’échelle européenne, qui permettrait au parc nucléaire français de trouver des débouchés supplémentaires.

6.2.1.1.3.4Le cycle du combustible nucléaire et les enjeux associés La production nucléaire française a représenté 428,1 TWh en 2006, ce qui correspond à un volume d’environ 1 200 tonnes de combus-tibles consommés (tonnes de métal lourd, uranium et plutonium) chaque année, dont environ 1 080 tonnes de combustibles UO2 (ura-nium naturel fluoré puis enrichi), 100 tonnes de combustibles MOX (combustible fabriqué à partir du plutonium issu du retraitement) et 20 tonnes de combustible URT (uranium de retraitement).

Le cycle du combustible nucléaire regroupe l’ensemble des opérations industrielles menées en France et à l’étranger qui permettent de livrer le combustible pour produire de l’énergie en réacteur, puis d’assurer son évacuation et son traitement. Le cycle se décompose en trois étapes :

•l’amont du cycle : le traitement des concentrés issus du minerai d’uranium, la conversion, l’enrichissement et la fabrication du com-bustible (plus de deux ans) ;

•le cœur du cycle qui correspond à l’utilisation en réacteur : récep-tion, chargement, exploitation et déchargement (trois à cinq ans) ;

•l’aval du cycle : l’entreposage en piscine, le traitement des combus-tibles usés, le conditionnement des déchets radioactifs et le recy-clage des matières valorisables, l’entreposage des déchets condi-tionnés avant leur stockage, tel que prévu dans la loi n° 2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs (« la loi du 28 juin 2006 »).

EDF organise la cohérence d’ensemble des opérations du cycle du combustible. Celles de l’amont et de l’aval sont réalisées par des pres-tataires, généralement au travers de contrats pluriannuels. EDF assure les opérations du cœur du cycle et acquiert l’essentiel des matières premières au stade de l’extraction du minerai, le reste étant acheté, sous forme de produits plus élaborés, au stade de la conversion ou de l’enrichissement. EDF est propriétaire et responsable du combustible durant toutes les étapes suivantes.

8L’énergie disponible est égale à l’énergie théorique maximale moins les pertes de production pour causes techniques inhérentes à la centrale, c’est-à-dire les arrêts programmés, les arrêts fortuits sur avaries ou pour impératifs de sûreté ainsi que la réalisation d’essais régle-mentaires.

Le coût du combustible se décompose à hauteur d’environ deux tiers à l’amont et un tiers à l’aval. Au sein de l’amont du cycle, les matières premières (dont la conversion), l’enrichissement et la fabrication des combustibles représentent chacun environ un tiers du coût du com-bustible.

A. L’amont

Afin d’assurer la continuité et la sécurité d’approvisionnement de ses réacteurs, EDF conserve la maîtrise globale de l’ensemble des opéra-tions du cycle à chaque étape, et gère, dans une perspective de long terme, un portefeuille de contrats.

Par la constitution de stocks aux différentes étapes de l’amont du cycle du combustible (uranium naturel, uranium converti ou enrichi, assemblages neufs en magasin), EDF cherche à éviter d’avoir recours au marché de court terme en cas d’aléas de production dans les mines ou les usines du cycle. Ces stocks apportent des garanties en termes de sécurité d’approvisionnement et de prix, dans un marché des matières et services de l’amont caractérisé par de fortes tensions.

L’approvisionnement en uranium naturel

La plus grande partie des approvisionnements en uranium d’EDF est assurée à long terme par des contrats de 7 à 15 ans déjà signés ou par des engagements réciproques devant être confirmés à terme par des contrats définitifs (options garantissant l’accès à des volumes sous conditions de négociations de prix). Cette politique d’achat a pour objectif premier de garantir la sécurité des approvisionnements d’EDF à long terme et contribue également à la couverture partielle du risque prix.

Une part importante des approvisionnements est assurée par Areva à partir de sources géographiques diverses, en particulier le Canada et le Niger. A partir de 2004, toujours pour renforcer la sécurité de ses

approvisionnements, EDF a mené une politique de diversification qui l’a conduit à renforcer le recours à des fournisseurs autres qu’Areva, permettant l’accès à des zones géographiques à fort potentiel (en particulier Australie et Communauté des Etats Indépendants).

Ces contrats d’approvisionnements à long terme ont été conclus par EDF entre fin 2004 et début 2006 sur la base de prix inférieurs aux prix de marché spot et long terme actuels. Ces prix sont révisés selon des formules comprenant généralement, dans des proportions variables :

•un prix de base fixe, réévalué ou non suivant les cas, selon des taux d’inflation ;

•une part variable liée à différents indices (incluant, l’indice des prix publié par l’EURATOM représentatif des prix d’approvisionnement des électriciens européens), issus pour la plupart de contrats long terme conclus antérieurement ;

•dans certains cas, des prix planchers et plafonds.

Ces formules d’indexation atténuent et lissent dans le temps les varia-tions à la hausse des prix de marché tout en permettant de bénéficier d’éventuelles baisses.

La conversion

Une part importante des besoins d’EDF est assurée par l’usine Comurhex (groupe Areva), ainsi que par les autres producteurs mon-diaux, Cameco au Canada, Converdyn aux Etats-Unis et Tenex en Russie.

La pérennisation de ce portefeuille passe par un cycle de négociations en cours. EDF estime que les enjeux financiers liés à cette étape du cycle sont limités. Le poids financier de l’étape de conversion est faible dans le coût du combustible.

Le schéma ci-dessous présente les différentes étapes de ce cycle :

* En ce qui concerne le stockage profond des déchets de haute activité à vie longue, voir section«Le stockage des déchets ultimes conditionnés»figurant ci-dessous.

L’enrichissement en Uranium 235

La majorité des services d’enrichissement achetés par EDF provient de l’usine Eurodif-Georges Besse I (groupe Areva) qui utilise la technolo-gie dite de la diffusion gazeuse. Le groupe Areva a décidé de rempla-cer l’usine actuelle d’Eurodif au début de la prochaine décennie par une nouvelle installation (Georges Besse II) qui utilisera la technologie de l’ultracentrifugation plus modulaire et peu consommatrice d’électricité.

EDF et Areva négocient actuellement les conditions dans lesquelles EDF sera preneuse d’une partie de la production future de George Besse II. Par ailleurs, EDF et Areva ont prolongé en 2006 leur relation contractuelle relative à l’utilisation de George Besse I et négocient les conditions de la poursuite de cette relation.

Parallèlement, pour améliorer au plus tôt la compétitivité de son approvisionnement par le recours à des services d’enrichissement par ultra-centrifugation, EDF s’est assurée d’une couverture significative de ses besoins auprès d’Urenco et de Tenex, à partir de 2006.

La filière uranium de retraitement — URT

Cette filière permet d’utiliser l’uranium issu du traitement du bustible usé. Elle fournit actuellement une à deux recharges de com-bustible par an, qui sont chargées sur deux tranches de la centrale de Cruas. La quantité annuelle non actuellement utilisée est stockée sous forme stable de façon à pouvoir être utilisée ultérieurement, selon l’évolution du marché de l’uranium naturel. L’augmentation actuelle du prix de l’uranium naturel conduit EDF à examiner l’intérêt économique d’étendre cette filière à d’autres réacteurs.

La fabrication des assemblages de combustible

Les contrats avec les fabricants de combustibles sont conclus pour des durées de trois à cinq ans pour l’ensemble des besoins et intègrent les évolutions de produits.

Le contrat conclu avec Areva NP en décembre 2002 couvre les pro-duits UO₂, URT et MOX et assure la part prépondérante des besoins d’EDF. Pour le MOX, ce contrat a été conclu en application du protocole d’août 2001 avec Areva NC sur le traitement du combustible usé.

L’autre fournisseur d’EDF pour les fournitures UO₂est Westinghouse.

Le renforcement de la compétitivité par l’amélioration du rendement énergétique des combustibles

EDF met en œuvre une stratégie d’augmentation progressive des per-formances du combustible nucléaire sur ses différents paliers.

L’objectif est d’accroître le rendement énergétique du combustible par augmentation du taux de combustion et d’optimiser les cycles d’exploitation afin d’augmenter la disponibilité des centrales nucléaires tout en permettant des profils d’arrêt cohérents avec la sai-sonnalité de la demande. Le taux de combustion moyen de l’UO₂est passé de 33 GWj/t au début des années 80 à 45 GWj/t aujourd’hui.

B. L’aval

EDF assume sa responsabilité concernant le devenir et le traitement de ses combustibles usés et des déchets associés. Areva est en charge du traitement et l’ANDRA, conformément aux orientations définies par la loi du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs, est en charge des opérations de gestion à long terme de stockage des déchets ultimes.

La stratégie d’EDF, en accord avec l’Etat, actuellement retenue en matière de cycle du combustible est de pratiquer le traitement des combustibles usés et le recyclage du plutonium ainsi séparé sous forme de combustible MOX. Les options actuelles conduisent à traiter environ 850 tonnes de combustible usé par an, sur environ 1 200 tonnes de combustibles consommées par an. Cette stratégie associée à l’amélioration des rendements du combustible, permet de s’assurer, avec les flexibilités industrielles existantes, que les quantités de com-bustibles usés en attente restent cohérentes avec les capacités exis-tantes des piscines d’entreposage.

Le traitement des combustibles usés issus des centrales nucléaires d’EDF Les combustibles usés en attente de traitement sont entreposés dans les piscines de refroidissement sous eau, dans des conditions recon-nues sûres sur des échelles de temps de plusieurs décennies. A l’issue d’une période de 15 ans environ après leur déchargement du réac-teur, les combustibles UO₂usés sont traités à l’usine Areva NC de La Hague afin de séparer les produits réutilisables des déchets. Les déchets sont ensuite conditionnés et entreposés sur le site de La Hague dans des installations spécifiques.

Les relations entre EDF et Areva NC relatives au transport, au traite-ment des combustibles usés et à leur recyclage pour la période 2001-2015 ont été formalisées par un protocole signé en août 2001.

Ce protocole a notamment été mis en œuvre par un contrat en date du 24 août 2004, applicable pour la période 2001-2007. Ce contrat organise les activités de transport, de traitement et de conditionne-ment en vue du recyclage du combustible nucléaire usé issu des cen-trales d’EDF jusqu’à fin 2007. Il prévoit :

•la prise en charge et le transport des combustibles nucléaires usés depuis les centrales EDF jusqu’à l’usine de retraitement de La Hague ;

•la séparation des matières combustibles recyclables (uranium, plu-tonium) des déchets de haute activité pour 5 250 tonnes de com-bustibles usés, soit une moyenne de 850 tonnes par an à compter de la date de signature du protocole de 2001 ;

•le conditionnement des déchets radioactifs contenus dans le com-bustible usé ;

•l’entreposage des déchets conditionnés dans l’attente de leur éva-cuation vers un centre de stockage.

Par cet accord, EDF et Areva ont réaffirmé leur communauté d’ana-lyse des perspectives de long terme pour l’aval du cycle du combus-tible nucléaire, ainsi que leur volonté de partager et de maintenir une vision cohérente de l’utilisation des infrastructures industrielles exis-tantes. EDF et Areva travaillent à la mise en place d’un accord pour la période post-2007.

Le stockage des déchets ultimes conditionnés

Les déchets radioactifs, suivant leur nature, leur niveau de radioacti-vité et la durée de vie des radionucléides les constituant, ont été clas-sés en différentes catégories : des déchets HA (haute activité) aux déchets TFA (très faible activité) en passant par les déchets FA et MA (faible et moyenne activité). Ils sont dits à vie longue lorsque leur période d’activité dépasse 30 ans, à vie courte dans le cas contraire.

•Déchets de haute activité à vie longue (« HAVL »)

La loi n° 91-1381 du 30 décembre 1991, dite « loi Bataille », a prévu des actions de recherche concernant les différentes options possibles

de gestion des déchets de haute activité à vie longue et a précisément identifié trois solutions concernant le devenir de ces combustibles usés (voir section 6.5 (« Environnement législatif et réglementaire »)) : – la séparation - transmutation (qui consiste à séparer les éléments radioactifs à vie longue et à les transmuter en éléments à vie plus courte) ;

– le stockage en couches géologiques profondes ;

– ou l’amélioration des procédés de conditionnement et d’entrepo-sage de longue durée.

En s’appuyant sur les travaux menés dans le cadre de la loi dite Bataille, la loi du 28 juin 2006 définit un programme de recherche pour la gestion à long terme des déchets de haute activité à vie longue.

Elle institue un plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs et dispose que « […] après entreposage, les déchets radio-actifs ultimes ne pouvant pour des raisons de sûreté nucléaire ou de radioprotection être stockés en surface ou en faible profondeur font l’objet d’un stockage en couche géologique profonde». Elle indique notamment que : « pour assurer [...] la gestion des déchets radioac-tifs à vie longue de haute ou moyenne activité, les recherches et études relatives à ces déchets sont poursuivies [...] et notamment le stockage réversible en couche géologique profonde […] en vue de choisir un site et de concevoir un centre de stockage, de sorte que la demande de son autorisation [...] puisse être instruite en 2015 et, sous réserve de cette autorisation, le centre mis en exploitation en 2025».

Le traitement des combustibles usés permet la vitrification des déchets HAVL qui assure un conditionnement de très haute qualité, sous un volume réduit. L’ensemble des déchets HAVL ainsi produits, correspondant à l’exploitation du parc uranium naturel graphite gaz (« UNGG ») et à 40 années d’exploitation du parc REP, représentera un volume de 6 700 m³. Dans l’attente des décisions à prendre sur le stockage en couches géologiques profondes dans le cadre de la loi du 28 juin 2006, les déchets HAVL conditionnés sont entreposés à La Hague dans des installations spécifiques.

•Déchets de moyenne activité à vie longue (« MAVL »)

Les structures des assemblages (coques et embouts, morceaux de gaines, etc,...) également issus du traitement du combustible usé représentent des déchets de structure activés. A la différence des HAVL, ces déchets ne dégagent pas de chaleur et constituent des déchets MAVL. Ils sont aujourd’hui compactés et conditionnés dans des conteneurs en acier inoxydable. D’autres déchets MAVL sont pro-duits par la recherche ou l’industrie du cycle du combustible. Leur volume, incluant les déchets issus de l’exploitation du parc uranium naturel graphite gaz et ceux issus de 40 années d’exploitation du parc REP, représentera environ 60 000 m³dont la moitié représente la part EDF. Ils se prêtent à un stockage plus rapide que les déchets HAVL, l’absence de dégagement de chaleur n’entraînant pas la nécessité d’un entreposage long pour refroidissement avant stockage.

De même que les déchets HAVL, les déchets MAVL sont entreposés à La Hague dans des installations spécifiques, dans l’attente des déci-sions sur le stockage en couches géologiques profondes qui seront à prendre dans le cadre de la loi du 28 juin 2006.

•Déchets de faible et très faible activité (« FA » et « TFA ») Les déchets FA à vie courte proviennent des installations nucléaires (gants, filtres, résines, etc,...). Ils sont stockés en surface au centre de

stockage de l’Aube géré par l’ANDRA. Pour les déchets de faible acti-vité à vie longue (FAVL) tels les déchets radifères et les déchets de gra-phite, des stockages dédiés sont à l’étude (voir section 6.2.1.1.3.2 (« Environnement, Sûreté, Radioprotection — A. Le Respect de l’Environnement ») ci-dessus). La loi du 28 juin 2006 prévoit « la mise au point de solutions de stockage pour les déchets graphites et les déchets radifères, de sorte que le centre de stockage puisse être mis en service en 2013».

Les déchets TFA sont des déchets dont la radioactivité est comparable à la radioactivité naturelle. Provenant principalement de la décons-truction des installations nucléaires, ce sont surtout des gravats de démolition (béton, ferrailles, calorifuges, tuyauteries, etc,...). Un contrat a été conclu le 21 février 2005 entre EDF, Areva NC, le CEA et l’ANDRA concernant la prise en charge par cette dernière des déchets TFA produits en vue de leur stockage sur le centre de Morvilliers pendant 30 ans à compter du 26 septembre 2003. Un protocole d’application a également été signé pour préciser les obligations des parties sur la période 2003-2008.

Prise en compte des charges futures concernant le traitement des combustibles usés et le stockage des déchets radioactifs

Prise en compte des charges futures concernant le traitement des combustibles usés et le stockage des déchets radioactifs