Chapitre 3 : les déchets nucléaires et leur traitement
1 Définition(s)
Les déchets nucléaires devraient être plus correctement appelés déchets radioactifs ; il s’agit de matière radioactive, dont aucun usage n'est prévu et dont la dispersion dans l'environnement n'est pas autorisée.
Rappelons que la radioactivité est un phénomène physique naturel au cours duquel des noyaux atomiques instables, dits radio‐isotopes, se transforment (on parle de
« désintégration radioactive ») en dégageant de l'énergie sous forme de rayonnements divers, pour se transformer en des noyaux atomiques plus stablesayant perdu une partie de leur masse.
Selon la définition de l'AIEA (Agence Internationale de l’énergie atomique), est considéré comme déchet radioactif « toute matière pour laquelle aucune utilisation n'est prévue, et qui contient des radionucléides en concentrations supérieures aux valeurs que les autorités compétentes considèrent comme admissibles dans des matériaux propres à une utilisation sans contrôle ».
En France, selon la définition de la loi, un déchet radioactif est une matière radioactive ne pouvant être réutilisée ou retraitée (dans les conditions techniques et économiques du moment) : ne sont considérés, au sens juridique, comme « déchets radioactifs » que les seuls déchets ultimes.
2 Provenance des déchets nucléaires
La plus grande partie des déchets radioactifs provient de l'industrie électro‐nucléaire qui utilise et génère des matières radioactives dans les différentes étapes du cycle du combustible nucléaire.
Les déchets radioactifs proviennent également de la médecine nucléaire, d'industries non nucléaires (extraction des terres rares par exemple), de l'utilisation passée d'éléments radioactifs (paratonnerres à l'américium, etc.) ou encore des usages militaires de l'énergie nucléaire (fabrication d'armes atomiques en particulier).
3 Classification des déchets radioactifs
3.1 Critères de classement
Le système de classification des déchets radioactifs ne dépend pas directement de la façon dont sont générés les déchets. Ils sont classés notamment selon les deux critères suivants :
l’activité, qui mesure le niveau de radioactivité ; c’est ce critère qui conditionne la dangerosité des produits.
L'activité d'une substance est définie comme le nombre de désintégrations radioactives qui se produisent par seconde au sein d'une certaine quantité de matière ; l'activité se mesure en becquerels (1 Bq = 1 désintégration par seconde). L'ancienne unité de radioactivité était le curie (Ci) : 1 Ci = 3,7∙1010 Bq (exactement).
On distingue pour les déchets 4 niveaux d’activités différentes : haute activité (HA), moyenne activité (MA), faible activité (FA) et très faible activité (TFA).
Premier critère : le niveau d’activité
Le niveau d’activité d’un déchet est défini par le nombre de désintégrations par seconde (becquerels) survenant dans un gramme de matière. L’activité et le risque radiologique varient dans de très grandes proportions Entre les ferrailles et gravats à peine radioactifs des déchets de
très faible activité et les verres coulés à la Hague il y a un facteur 100 millions.
Activité d'une substance
Le becquerel par gramme (ou par kilogramme) caractérise la teneur globale en éléments radioactifs. Exemples de mesures d'activité massique :
On peut retenir que la radioactivité est négligeable en dessous de 1 Bq/g, de niveau « naturel » entre 1 et 1000 Bq/g, et doit être surveillée au‐dessus.
Voici quelques exemples :
1 kg d'eau de pluie : de l'ordre de 1 Bq (radioactivité naturelle)
1 kg de sol granitique : de l'ordre de 10 000 Bq (radioactivité naturelle)
1 kg de minerai d'uranium : de l'ordre de 100 000 Bq (radioactivité naturelle)
1 kg de combustible usé venant d'être déchargé* : 100 000 000 000 000 Bq
un être humain de 70 kg a une activité de l'ordre de 8000 Bq dont 5000 dus au potassium 40
D'autres critères de classification font intervenir la dangerosité chimique et la nature physico‐
chimique des déchets.
Le terme demi‐vie ne signifie pas que l’activité d'un isotope radioactif est nulle au bout d'un temps égal à 2 demi‐vies, puisque l'activité est alors réduite seulement à 25% de l’activité initiale (voir le tableau de décroissance de l'activité).
En réalité, l'activité A vaut, après n demi‐vies :
si bien que l'activité n'est jamais mathématiquement nulle.
la durée de leur activité radioactive, qui peut‐être calculée à partir de leur période radioactive aussi appelée demi‐vie, et qui définit la durée de nuisance ; c'est par définition le temps nécessaire pour que l'activité de la substance diminue de moitié pour un mode de désintégration donné.
Voici quelques données complémentaires à ce sujet :
la période radioactive ne dépend pas de la masse de matière considérée
chaque radionucléide pur a une période parfaitement connue ; sa valeur peut aller de moins d'un millième de seconde (par exemple le polonium 214 : 0,16 ms) à plusieurs milliards d'années (par exemple l'uranium 238 : 4,5 milliards d'années) en passant par toutes les valeurs intermédiaires (iode 131 : 8 jours ; césium 137 : 30 ans ; plutonium 239 : 24000 ans ; uranium 235 : 7 millions d'années ; etc.)
si la substance est un mélange, on prend, comme valeur de la période radioactive, la plus longue parmi celles de tous les radionucléides présents
un radionucléide se transforme, par désintégration, en un autre noyau que l'on appelle « produit de filiation » ; ou bien ce noyau de filiation est stable, ou bien il est lui aussi radioactif et se désintègre à son tour... et ainsi de suite jusqu'à ce que se forme un noyau stable
un noyau initial à vie courte peut très bien avoir des produits de filiation à vie longue : c'est alors la période de ces derniers que l'on retient.
3.2 Classification générale des déchets radioactifs
En France, à partir des critères internationalement reconnus, différents types de déchets ont été définis par l'Autorité de Sûreté Nucléaire, chacun nécessitant une gestion différente :
les déchets de haute activité et à vie longue (HA‐VL ou type C) et les déchets de moyenne activité et à vie longue (MA‐VL ou type B) : ce sont principalement les déchets issus du cœur du réacteur, hautement radioactifs pendant des centaines de milliers, voire millions d'années.
les déchets de faible et moyenne activité à vie courte (FMA‐VC ou type A) : ce sont principalement les déchets technologiques (gants, combinaisons, outils, etc.) qui ont été contaminés pendant leur utilisation en centrale ou dans une installation du cycle. Leur nocivité ne dépasse pas 300 ans.
les déchets de très faible activité (TFA) : ce sont principalement des matériaux contaminés provenant du démantèlement de sites nucléaires : ferraille, gravats, béton... Ils sont peu radioactifs mais les volumes attendus sont plus importants que ceux des autres catégories.
les déchets de faible activité à vie longue (FA‐VL) : ce sont principalement des déchets radifères et les déchets graphites. Les déchets radifères sont issus de l’industrie du radium et de ses dérivés, mais aussi de l'extraction des terres rares.
Classification des déchets radioactifs
Pour la France, la répartition des volumétries de déchet est très inégale et heureusement les déchets les plus dangereux ne représentent qu’une très faible part de la production. Tous ces déchets sont majoritairement issus de l’industrie nucléaire civile :
Les déchets de Très Faible Activité (TFA) : 20% mais seulement 0,000 003 % de la radioactivité des déchets stockés
Les déchets de Faible et Moyenne Activité à Vie Courte (FMA VC) : 69% pour moins de 0,03 % de la radioactivité des déchets stockés
Les déchets de Faible Activité à Vie Longue (FA VL) : 7 % pour moins de 0,009 % de la radioactivité des déchets stockés
Les déchets de Moyenne Activité à Vie Longue (MA VL) : 3,8%% pour 4,98 % de la radioactivité des déchets stockés
Les déchets de Haute Activité(HA) : 0,2% % pour 94,98% de la radioactivité des déchets stockés
Volumétrie de déchets produits chaque année en France
3.3 Autre classification des déchets radioactifs produits par la production d'électricité d'origine nucléaire en France
Liminaire important : on ne parle dans la suite de ce paragraphe que des déchets nés de la production d'électricité à partir de la fission de l'uranium ; ils représentent grossièrement 90 % de l'ensemble des déchets radioactifs dangereux produits en France.
Pour s'en tenir au cas de la France (la situation diffère assez peu d'un pays à l'autre lorsque l'énergie nucléaire sert à produire de l'électricité) on distingue trois grands groupes de déchets générés par la production d'électricité d'origine nucléaire :
les déchets résultants directement du procédé de fission de l'atome proprement dit (dits aussi déchets de type C) correspondent aux HA ;
les déchets technologiques liés au procédé de fission de l'atome (dits aussi déchets de type B) correspondent aux MA‐VL ;
les autres déchets d'origines diverses (dits aussi déchets de type A) correspondent aux FMA‐VC.
Dans cette autre classification, les déchets de faible (FA‐VL) et très faible activité (TFA) ne sont pas pris en compte.
Importance relative des déchets radioactifs (France, fin 2010)
Remarque : les résidus de traitement de conversion de l'uranium (RTCU) sont des déchets nucléaires produits lors du raffinage et de la conversion des concentrés d'uranium à l'usine Areva Malvési à Narbonne dans l'Aude.
Un des bassins de l'usine Areva Malvési contenant des RTCU
Localisation des déchets radioactifs en France (Inventaire ANDRA 2012)
4 Gestion des déchets radioactifs
Les déchets radioactifs sont classés selon le niveau d’activité et la durée de vie – courte ou longue – des principaux éléments présents. On remarquera des regroupements. Par exemple,
pour les déchets de très faible activité(TFA) et de haute activité (HA) on ne distingue pas vie courte et vie longue. Le mode de gestion est indiqué quand il est défini (déchets TFA et FMA‐VC ).
La gestion des 3 autres catégories fait l’objet de recherches, notamment celles des déchets de type B (MA‐VL) et C (HA). Les recherches sur ces deux catégories majeures qui concentrent près
de 99% de la radioactivité sont organisées en France dans le cadre de la loi Bataille du 30 décembre 1991
Déchets de très faible activité (TFA)
Les déchets TFA existant à fin 2007
20,1 % du volume total des déchets radioactifs français
0,000 003 % de la radioactivité totale des déchets radioactifs français
Au 31 décembre 2007, il existe 231 688 m3 de déchets TFA. L’Inventaire national prévoit un stock de 629 217 m3 de déchets TFA en 2020 et 869 311 m3 en 2030.
4.1 Gestion des déchets de Très Faible Activité (TFA)
Ferrailles contaminées
Ces ferrailles et éléments de tuyauteries qui ont été légèrement contaminés par des produits radioactifs sont également classés comme des déchets de très faible activité.
Vieux matériel de laboratoire
Ce matériel de laboratoire hors d'usage qui a été en contact avec des éléments radioactifs, est destiné à faire partie des déchets métalliques de très faible activité.
La faible radioactivité de ces déchets permet de les stocker enterrés dans des entrepôts de surface en garantissant principalement l’étanchéité de la zone pour éviter une contamination des nappes phréatiques. Les zones de stockage doivent être relativement importantes car si leur radioactivité est faible, ces déchets représentent des volumes importants.
Les déchets solides sont la plupart du temps compactés pour faciliter le stockage et la manutention. Quant aux déchets liquides (boues, eaux, etc.) ils sont solidifiés avant entreposage.
Le conditionnement se fait en fûts métalliques ou sous la forme de grands sacs.
Cette proximité de stockage fait souvent peur mais même s’il doit être très surveillé, il reste bien moins dangereux que le stockage de produits chimiques neufs ou de résidus dont on ignore la plupart du temps où ils se trouvent.
Déchets TFA en grands sacs ("big‐bag")
Les déchets de très faible activité sont composés pour 50 à 60 % de bétons, gravats, terres, de 20 à 40
% de déchets métalliques, d’environ 10 % de déchets non métalliques, et enfin de 1 à 5 % de déchets chimiquement dangereux. Le conditionnement peut être rustique, mais il faut éviter la dispersion de poussières lors des manutentions et du stockage.
C’est la raison pour laquelle ces déchets son placés dans de grands sacs.
Depuis 2003, les déchets TFA sont stockés au Centre de stockage TFA de l’Andra (CSTFA) à Morvilliers dans l’Aube, premier centre de stockage au monde pour ce type de déchets. Situé dans le département de l’Aube, il est conçu pour accueillir 650 000 m3 de déchets.
Une fois conditionnés, les lots de déchets sont identifiés et disposés en couches horizontales successives (une dizaine en moyenne) dans des alvéoles creusées à quelques mètres de profondeur dans une roche argileuse. Lorsque l’alvéole est remplie, celle‐ci est définitivement fermée, puis recouverte d’une couche d’argile compactée pour lui redonner son imperméabilité d’origine. Afin d’optimiser les ressources de stockage et de réduire les volumes à stocker, les producteurs de déchets doivent s’employer à optimiser le traitement et le conditionnement de leurs déchets.
Vue aérienne du CSTFA
Intérieur d'une alvéole TFA – « Bâtibulle »
Coupe d’une alvéole de déchets TFA
Coupe schématique d’une alvéole montrant le concept du stockage de déchets de très faible activité. De façon à éviter un contact des fûts ou caissons stockés avec de l’eau par infiltration, l’alvéole est isolée par des membranes en plastique. Le tout est surmonté d’un épais remblai d’argile.
Remplissage d’une alvéole de déchets TFA Arrivée dans une alvéole du centre TFA de Morvilliers d’un camion avec un chargement de gros sacs contenant des déchets, généralement des gravats. Pendant l’exploitation d’une alvéole, la mise en place des déchets se déroule à l’abri de l’eau grâce à des toits démontables.
Des besoins croissants
Une modification de la géométrie des alvéoles s'est avérée nécessaire pour faire face à l'augmentation du volume de déchets à prendre en charge (35 000 m3 par an). Pour en augmenter le volume, le sol en a été creusé.
Ces déchets représentent en volume 90% des déchets radioactifs dangereux, 68,8 % si on prend en compte la totalité des déchets (y compris les déchets de faible et très faible activité).
Ils consistent par exemple en des produits chimiques, tenues de travail, outils, bétons ferrailles, filtres, gants et petit matériel venant de l’exploitation de centrales, de laboratoire de recherche ou des hôpitaux.
4.2 Gestion des déchets de faible et moyenne activité à vie courte (FMA‐VC ou type A)
Les déchets FMA‐VC existant à fin 2007
68,8 % du volume total des déchets radioactifs français
< 0,03 % de la radioactivité totale des déchets radioactifs français
Au 31 décembre 2007, il existe 792 695 m3 de déchets FMA‐VC. L’Inventaire national prévoit un stock de 1 009 675 m3 de déchets FMA‐VC en 2020 et 1 174 193 m3 en 2030.
Très divers, certains sont très faiblement radioactifs mais se trouvent classées comme déchets parce qu'ils proviennent d'un site, d'un bâtiment ou d’un local réputé contenir de la radioactivité (on appelle cela le « zonage déchet » sur les sites nucléaires).
Ils contiennent essentiellement des radioéléments émetteurs de rayon bêta et gamma.
Ils sont à durée de vie courte (la période de leur radioactivité est inférieure à 30 ans, et la radioactivité est négligeable au bout de 300 ans) et d’activité faible ou moyenne.
Evolution de colis de faible activité à vie courte
La décroissance de l’activité des colis de déchets FMA‐VC est relativement rapide, la majorité des éléments radioactifs contenus ayant une période radioactive inférieure à 30 ans. A titre d’exemple, la courbe illustre la décroissance de deux colis représentatifs livrés par EDF au Centre de stockage FMA de l’Aube. L’activité est cette fois‐ci en gigabecquerels (GBq ou milliard de becquerels) par colis. A long terme, subsistera la radioactivité beaucoup plus faible de quelques éléments minoritaires à vie longue. La puissance thermique de ces colis est négligeable.
En guise de traitement, ils sont également stockés enterrés dans des entrepôts de surface mais une fois compactés ou solidifiés, les déchets sont coulés dans du béton avec un rapport de volume de 20% de déchets pour 80% de béton.
La plupart du temps les opérations de compactage et de conditionnement s’effectuent jusqu’à présent sur les lieux mêmes de production.
En France, le volume de déchets de type A est actuellement de 15 000 m³/an (250 cm³/an/habitant), alors qu'il était du double il y a quelques années.
La masse de déchets produite avoisine 56 400 tonnes/an, soit 940 g/an/habitant.
Ces réductions de production ont été possibles en raison des gros efforts faits par EDF pour réduire le volume et la masse de ces déchets, mais il est difficile de fixer un seuil minimal. En outre, des ennuis d'exploitation peuvent augmenter transitoirement les quantités de déchets.
Depuis 1992, ils sont stockés en surface dans les installations du Centre de stockage des déchets de faible et moyenne activité de l'Aube (CSFMA), qui a pris le relais du Centre de stockage de la Manche (CSM), fermé en 1994.
Au CSFMA, les déchets sont stockés dans des alvéoles, ouvrages en béton armé de 25 mètres de côté et de 8 mètres de hauteur.
Une fois remplies, ces alvéoles sont fermées par une dalle de béton dont l’étanchéité est assurée par un revêtement imperméable.
Enfin, une couverture argileuse définitive de plusieurs mètres d’épaisseur sera placée sur les alvéoles pour assurer le confinement des déchets à long terme.
Certains déchets FMA‐VC ne peuvent être acceptés en l’état au CSFMA et sont entreposés chez les producteurs. Il s’agit en particulier de déchets fortement tritiés.
Caissons de déchets au centre de stockage de l’Aube
Stockage des colis de déchets de type A au centre de l'Aube. Empilement de fûts et des caissons en béton dans une alvéole. Les espaces vides entre les colis sera jointoyé avec du ciment, et après remplissage l’alvéole sera couverte d’une couverture de terre protectrice.
Fûts métalliques contenant des déchets de type A dans une alvéole de stockage au centre de l'Aube. Le niveau de radioactivité de ces déchets se situe en général entre quelques centaines de Bq et un million de Bq par gramme.
Les déchets de faible activité incluent des objets hors normes, comme les couvercles de cuves de réacteurs que EDF remplace périodiquement. La cuve est incorporée dans un colis de grandes dimensions, puis le colis est emballé dans une enveloppe de transport pour l'envoi au Centre de Stockage FMA de l'Aube. Une fois sur place, l'enveloppe de transport sera retirée et le colis placé dans une alvéole puis noyé dans du béton, y compris à l'intérieur.
Transport par camion d’une tête de cuve de réacteur de la centrale vers le centre de stockage de l’Aube. Pour le transport, un conteneur spécial est utilisé. Au total, il est prévu de remplacer 55 de ces cuves, le premier transport ayant eu lieu en 2004.
Le panier ayant servi à entreposer des assemblages de combustible usé dans une piscine attenante au réacteur est introduit dans un conteneur de 40 m3, le tout pesant environ 30 tonnes. Cette opération est effectuée sur le site de la centrale avant le transport. Par ailleurs, la structure du panier est renforcée pour le transport et lui permettre de résister à la pression au moment où le conteneur sera rempli de ciment, opération finale de coulage qui intervient dans l’alvéole de stockage.
Des fûts de déchets sont empilés au Centre de Stockage de l’Aube dans des alvéoles de béton. Quand une couche est pleine, les vides entre les colis sont remplis avec du mortier dans les alvéoles contenant des fûts métalliques et du gravier pour les alvéoles contenant des fûts cimentés.
Des colis de moyenne et de faible activité à vie courte sont stockés au Centre de stockage FMA de l'Aube. Ici, des caissons métalliques en provenance de petits producteurs sont empilés, par couches successives, dans les alvéoles de stockage en béton. Pour chaque couche, les interstices entre fûts sont remplis avec un coulis de ciment. Lorsque l'alvéole est pleine, l’ensemble est scellé avec du ciment.
Le stockage est devenu définitif.
Vue aérienne de la couverture du centre de la Manche en 1997, prédécesseur du Centre de l’Aube. On aperçoit à droite les premiers bâtiments de l’usine de la Hague. Le site est plein depuis sa fermeture en 1994. Les alvéoles ont été recouvertes de quelques mètres de terre. Le site de la Manche est le premier site de stockage français entré en phase de surveillance
Un centre de stockage rempli : le centre de la Manche
4.3 Gestion des déchets de Faible Activité à Vie Longue (FA VL)
A partir de ce type de déchet, le stockage doit garantir la sécurité des éléments pendant des durées de plusieurs milliers d’années.
La problématique de ces éléments de Faible Activité par rapport aux autres déchets à Vie Longue est la volumétrie qui est importante et impose des zones d’entreposage d’autant plus difficiles à concevoir et construire à cause de leur taille. D’ici à 2030, ce sont plus de 150 000 m3 de déchets FA VL qui devraient être traités.
Il n’existe pas aujourd’hui de zone de stockage dédiée à ce type de déchets et des études sont en cours. Il faut cependant être réaliste et au regard du coût de mise en œuvre d’un tel centre de stockage, il est peu probable qu’il voit le jour dans des délais courts. On estime qu’il faudrait enfouir ces déchets entre 15 et 200 mètres de profondeur, dans un socle géologique très stable et loin de toute nappe phréatique.
Pendant ce temps, les déchets sont pour la plupart stockés sur leurs lieux de production (déchets d’extraction de l’Uranium et du Zirconium) ou sur des sites de regroupements
« temporaires » pour les objets industriels radioactifs.
Déchets radifères et graphite
Les déchets de faible activité à vie longue englobent plusieurs types de déchets. Les déchets radifères sont liès à l'utilisation du radium dans les années 1920 et aux industries extrayant de minerais des terres rares. Les déchets graphite quant à eux proviennent du démantélement des réacteurs de première génération graphite‐gaz aujourd'hui arrêtés.
S'ajoutent à cet inventaire des déchets divers comme des sources radioactives usagées, des objets anciens contenant du radium.
Un entreposage en silos
Les « chemises graphite » entouraient les éléments combustibles des réacteurs de l’ancienne filière française des réacteurs Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG), arrêtés depuis plusieurs années. Elles sont entreposées (à droite) à l’intérieur d’un silo et d’une casemate. On aperçoit (à gauche) un de ces silos, le silo 115, contenant 3 cuves ventilées en acier de 400 m3 , où se trouve entreposée la production de 1966 à 1974
Déchets de faible activité à vie longue (FA‐VL) par l’Andra
Les déchets FA‐VL existant à fin 2007
7,2 % du volume total des déchets radioactifs français
< 0,009 % de la radioactivité totale des déchets radioactifs français
Au 31 décembre 2007, il existe 82 536 m3 de déchets FA‐VL. L’Inventaire national prévoit un stock de 114 592 m3 de déchets FA‐VL en 2020 et de 151 876 m3 en 2030.
Déchets radifères entreposés en fûts sur
leur site de production Déchets graphites entreposés aux Bugey Dans l’attente de la création d’un centre de stockage adapté, les déchets FA‐VL déjà produits sont entreposés sur leurs sites de production ou sur des sites ayant accueilli des activités utilisant historiquement la radioactivité.
Dans le cadre de l’article 4 de la loi de programme du 28 juin 2006, l’Andra étudie un concept de centre de stockage à faible profondeur, entre 15 et 200 m, pour ces déchets. Les études sont menées en vue de la mise en service du centre à l’horizon 2019, sous réserve de son autorisation par le Gouvernement.
Animation suggérant le traitement définitif des déchets de Faible Activité à Vie Longue (FA‐VL)
Ils sont aussi appelés « déchets alpha » en raison du rayonnement qu’ils émettent.
Ils présentent une activité moyenne, mais qui peut durer des dizaines de milliers d’années.
Ces déchets représentent en volume un peu plus de 9% des déchets radioactifs dangereux et 3,6% si on prend en compte la totalité des déchets (y compris les déchets de faible et très faible activité).
Il s’agit de structures métalliques très fortement activées par le fait qu'elles se trouve à l'intérieur du cœur du réacteur ou à son voisinage direct, donc dans un flux neutronique très intense lors du fonctionnement. Les exemples types de ces déchets sont des résines d’épuration, concentras, filtres, mais aussi les tubes en zirconium, dans lesquels se trouve le combustible des centrales lorsqu'il est en réacteur, et les pieds et tête des éléments combustibles des centrales, réalisés typiquement en acier inoxydable.
Ils proviennent principalement des usines de retraitement (boues, gaines de combustibles).
Ces déchets sont traités en vue d’une réduction de leur volume, conditionnés dans des fûts de métal ou de béton et entreposés à La Hague. Les sites temporaires se trouvent pour la plupart sur les lieux de production ou de traitement des combustibles comme La Hague, Marcoule ou Cadarache.
Une des options envisagées pour leur stockage final est de les enterrer en profondeur.
4.4 La gestion des déchets de moyenne activité à vie longue (MA‐VL ou type B)
Evolution d’un colis de moyenne activité
L’activité des déchets MA‐VL se situe en général entre un million et un milliard de Bq par gramme. L’évolution au cours du temps de l’activité d’un colis de déchets MA‐VL, tel qu’un conteneur de « déchets de structure » compactés issus du traitement des combustibles usés, a la même allure générale que pour les déchets vitrifiés mais le niveau d’activité initiale est évidemment moindre. La puissance thermique moyenne est initialement d’une vingtaine de watts par colis, et décroît d’un facteur 10 en cent ans.
Le volume total de ces déchets dans la situation finale de conditionnement (emballage définitif compris) est de l'ordre de 4 500 m³/an (75 cm³/an/habitant) ; la masse, calculée avec une densité estimée de 2,5, est de 1 800 tonnes/an (30 g/an/habitant).
Bien que des efforts soient faits et faisables, il semble exclu qu'on puisse diviser par plus de trois à cinq ces quantités.
Dans le cas de la France, l'acide nitrique utilisé à l'usine de La Hague dissout le combustible et la majorité des PF après passage des éléments combustible dans la cisaille de tête de l'usine (qui n'est rien d'autre qu'un gros «hache paille»). Le zirconium des « coques » — morceaux des tubes de zirconium cisaillés, dont l'allure typique est celle d'un macaroni mal coupé — et l'acier inoxydable des embouts se trouvent ainsi séparés des PF et des atomes non fissionnés restant.
Actuellement, les coques sont mises en vrac dans des fûts et les embouts sont assez massifs, de sorte que le volume des coques et embouts est certainement du même ordre de grandeur, voire légèrement inférieur (un facteur 1,7 semble un maximum), que le volume des éléments combustibles avant cisaillage. Compte tenu de l'emballage, le volume total du déchet conditionné est sans doute légèrement supérieur au volume de l'assemblage combustible avant retraitement.
À plus long terme, on peut imaginer compacter par pressage, voire fusionner le zirconium, de façon à gagner fortement en volume. La question posée par le zirconium est compliquée par le fait que le zirconium 93, produit en faible quantité par activation des gaines mais également un peu par fission, est un produit radioactif à très longue durée de vie (1,53 million d'années).
Gestion des déchets de moyenne activité à vie longue (MA‐VL ou type B)
Les déchets MA‐VL existant à fin 2007
3,6 % du volume total des déchets radioactifs français
4,98 % de la radioactivité totale des déchets radioactifs français
Au 31 décembre 2007, il existe 41 757 m3 de déchets MA‐VL. L’Inventaire national prévoit un stock de 46 979 m3 de déchets MA‐VL en 2020 et de 51 009 m3 en 2030.
Dans le cadre de l’article 3 de la loi de programme du 28 juin 2006, l’Andra étudie, comme pour les déchets HA, un concept de stockage à environ 500 mètres de profondeur pour ces déchets. Les études doivent être menées en vue de la mise en service du centre de stockage à l’horizon 2025 en Meuse/Haute‐Marne, sous réserve de son autorisation par le Gouvernement, après un débat public.
Dans l’attente de la mise en service du centre de stockage profond, les colis MA‐VL sont entreposés sur leurs sites de production, pour l’essentiel sur les sites de La Hague (AREVA), de Marcoule (CEA) et de Cadarache (CEA).
Afin de réduire leur volume, une part importante des déchets MA‐VL solides est compactée sous forme de galettes qui sont ensuite introduites dans des colis en béton ou en métal. Pour faciliter les opérations de manutention, de transport, d’entreposage et de stockage, ces colis de déchets sont regroupés par lots de quatre dans des conteneurs de stockage en béton.
Alvéole de stockage de déchets B
Le schéma résume l’architecture et la conception du stockage des déchets B de moyenne activité. En bas à droite, les colis primaires sont placés dans un surconteneur (disposal package) en béton.
En bas à gauche, la forme cubique des conteneurs permet de les empiler dans de longues alvéoles (disposal cells en anglais) qui ne seraient scellées qu’au moment de la fermeture du site. Dans un module, les alvéoles s’enfoncent parallèlement dans la roche et sont desservis par une galerie d’accès.
Stockage des déchets de type B : video
Ces déchets sont aussi appelés « déchets vitrifiés » parce qu’on les coule dans du verre.
Ce sont des déchets à très haute activité. Pendant quelques centaines d’années, ils émettent surtout des rayonnements bêta et gamma ; ils émettent ensuite des rayonnements alpha.
Ils représentent en volume entre 0,5% et 1% des déchets radioactifs dangereux et 0,2% de la totalité des déchets radioactifs.
Il s’agit principalement des cendres de la combustion de l’uranium ‐ ou produits de fission ‐ engendrés par les réactions nucléaires dans le cœur des réacteurs et récupérés dans les combustibles usés grâce aux opérations de retraitement.
La radioactivité de ces déchets reste élevée pendant une longue période.
Plusieurs étapes sont prévues : actuellement, les produits de fission sont stockés sous forme de liquide pendant environ cinq ans dans des cuves en acier inoxydables où ils perdent une partie de leur chaleur et de leur radioactivité.
4.5 Gestion des déchets de haute activité (HA ou type C)
Évolution à 800 ans d’un colis vitrifié
Evolution de la radioactivité d’un déchet vitrifié standard produit à La Hague au cours des mille premières années. L’échelle des activités est en TBq (un TBq vaut mille milliards de becquerels), une. unité qui donne une idée de la très forte radioactivité initiale de ces déchets. On observe une décroissance assez rapide – tout est relatif – due à la disparition progressive des éléments dits à vie courte comme le césium 137 et le strontium 90. L’échelle adoptée ne permet pas d’apprécier la radioactivité du colis au delà de 200 ans qui reste encore considérable.
Activité d’un colis vitrifié sur 1 million d’années
Pour représenter l’évolution de l’activité du déchet vitrifié jusqu’à un million d’années, il faut une échelle logarithmique sur les deux axes. Cette représentation permet un effet de « loupe » sur les temps courts et les activités les moins élevées. On voit ainsi qu’au bout de 1000 ans, l’activité du colis a décru d’environ 500 fois. Subsistent des radioéléments à vie longue. La disparition progressive de la radioactivité va de pair avec la décroissance de la chaleur dégagée : de 1 900 watts par colis en moyenne à la fabrication à quelques watts après 10 000 ans.
La réaction nucléaire de fission de l'atome d'uranium 235 en chaîne génère :
d'une part, et principalement, les produits de fission (PF) qui constituent à la fois la partie principale et la plus dangereuse des déchets du procédés ;
d'autre part, et en quantité nettement moindre, un certain nombre de « gros atomes » non fissionnés (formés dans les réacteurs par capture de neutrons par les « gros atomes » qui s'y trouvent ‐ les fissions « ratées » en quelque sorte) qu'on appelle les actinides mineurs (on les dits mineurs car d'une part ils existent en quantité nettement moindre que l'uranium et le plutonium (les actinides majeurs) d'autre part, on ne sait pas qu'en faire en l'état actuel des techniques).
En France, la quantité des déchets radioactifs « de procédé » ‐ pour la production d'électricité ‐ est la suivante :
produits de fission (PF) : quantité nette = 63 tonnes/an (1,0 g/an/habitant) ;
actinides mineurs (AMin) : quantité nette = 1,85 tonne/an (0,035 g/an/habitant).
Une fois conditionnés dans du verre et emballés la masse nette produite est grossièrement cinq fois supérieure, soit :
PF = 340 tonnes/an (5,5 g/an/habitant) ;
AMin = 9,3 tonnes/an (0,15 g/an/habitant).
De l'uranium aux actinides
C'est la capture successive de plusieurs neutrons qui conduit à la formation de noyaux au delà de l'uranium, les transuraniens. On voit sur cette carte des noyaux, comment des captures multiples transforment l'uranium‐235 et 238 du combustible en isotopes de plutonium, de neptunium, d'américium et de curium, encore appelés actinides. Les captures des neutrons ne sont pas fréquentes. Dans un assemblage de combustible qui séjourne 3 ou 4 années en réacteur, seuls 2,5 % des noyaux d'uranium‐238 subissent au moins une capture. Un noyau instable résultant d'une capture se transforme généralement désintégration bêta bien avant la capture suivante.
Une capture peut aussi provoquer une fission, auquel cas il n'y aura pas de transuranien formé.
Caractéristiques des actinides mineurs
Quantités d'actinides mineurs produites annuellement dans le combustible d'un réacteur conventionnel à eau pressurise ayant subi une combustion standard de 33 Gigawattjours et retrouvées après 3 ans de refroidissement. Ces quantités sont ramenées à une tonne et aux 23 tonnes de la consommation annuelle d'uranium. La table rappelle les périodes de ces éléments ainsi que leur facteur de dose, estimateur de leur toxicité potentielle.
Des captures multiples de neutrons sont à l'origine de la formation des isotopes du plutonium et des actinides dans les réacteurs. Cette carte des noyaux, montre comment une suite de captures de neutrons et de désintégrations bêta permet d'atteindre les isotopes de plutonium. Dans le cas du plutonium‐239 et du plutonium‐241, la capture de neutrons lents déclenche dans la majorité des cas une fission. Des neutrons rapides sont capables de fissionner les autres isotopes du plutonium.
Les actinides majeurs générés par des captures de neutrons dans un combustible à base d'uranium sont des isotopes du plutonium. Si on n'extrait pas cet élément du combustible usé pour le recycler comme matière fissile, sa radiotoxicité devient après quelques dizaines d'années prépondérante bien qu'il ne constitue que 1 % du poids du combustible irradié.
Caractéristiques des isotopes du plutonium
Masses des isotopes du plutonium produits annuellement dans le combustible d'un réacteur conventionnel à eau pressurisé ayant subi une irradiation standard de 33 Gigawatt‐jours et après 3 ans de refroidissement. Ces quantités sont ramenées à une tonne et aux 23 tonnes de la consommation annuelle d'uranium. La table rappelle les périodes radioactives de ces isotopes ainsi que leur facteur de dose, estimateur de leur toxicité potentielle.
Les volumes de PF et d'actinides varient entre 100 et 240 m³/an, selon les performances du procédé de vitrification et la taille des emballages, soit un maximum de 4 cm³/an/habitant . Pour une même quantité d'énergie électrique produite, même si des progrès technologiques (augmentation du rendement thermodynamique des réacteurs ; transmutation des déchets en corps stables ; optimisation du conditionnement) sont possibles pour réduire un peu les quantités ci‐dessus, les quantités de déchets du procédé strictement dit ne peuvent être significativement réduites ; les quantités «conditionnées emballées» peuvent sans doute l'être davantage mais sans doute pas au‐delà d'un facteur deux ou trois par rapport aux quantités actuellement produites.
Quelles options pour le combustible usé ?
Le combustible usé des réacteurs constitue la principale source de déchets. La première option consiste à enfouir ce combustible usé tel quel dans des couches géologiques profondes, la seconde à séparer de ce combustible le plutonium et l’uranium (en raison de leur potentiel énergétique) et de n’enfouir comme déchets que le reste. On peut encore entreposer le combustible pour le laisser refroidir. Cette troisième option permet d’attendre de prendre une décision, les installations de stockage géologique n’étant pas encore construites.
Que devient le combustible usé ?
Le diagramme montre le chemin parcouru par les assemblages de combustibles irradiés selon qu'ils sont retraités ou non. En haut (option de non retraitement), la première étape d'un entreposage en piscine n'a pas encore été dépassée dans l'attente de décisions sur leur stockage définitif ou d'un retraitement tardif mais amélioré. Dans le cas du retraitement, l'uranium et le plutonium (destinés à être recyclés) sont séparés d'un résidu très radioactif. Ces résidus, déchets ultimes, sont vitrifiés en vue d'un stockage pour lequel des décisions restent également à prendre
Les déchets HA existant à fin 2007
0,2% du volume total des déchets radioactifs français
94,98% de la radioactivité totale des déchets radioactifs français
Au 31 décembre 2007, il existe 2 293 m3 de déchets HA dont 74 m3 de combustibles usés issus de la recherche et de la Défense nationale. L’Inventaire national prévoit un stock de 3 679 m3 de déchets HA en 2020 et 5.060 m3 en 2030.
Gestion des déchets de haute activité (HA ou type C)
Dans le cadre de l’article 3 de la loi de programme du 28 juin 2006, l’Andra étudie, comme pour les déchets MA‐
VL, un concept de stockage à environ 500 mètres de profondeur pour ces déchets. Les études sont menées en vue de la mise en service du centre de stockage à l’horizon 2025, en Meuse/Haute‐Marne, sous réserve de son autorisation par le Gouvernement, après un débat public.
Dans l’attente de la mise en service du centre de stockage profond, les déchets HA sont entreposés sur leurs sites de production, à La Hague (AREVA), à Marcoule (CEA) et à Cadarache (CEA).
Ce conteneur a été rempli de déchets vitrifiés de haute activité (type C) dans l'atelier de vitrification de l'usine de retraitement de La Hague. La chaleur dégagée par les verres qui incorporent les produits de fission et les actinides nécessite un refroidissement qui se fait à l'intérieur de puits ventilés. La photographie montre un de ces conteneurs dans une cellule de refroidissement
Cellule de stockage de déchets C
L’alvéole de stockage (disposal cell) pour les déchets C de haute activité est un tunnel d’environ 70 cm de diamètre et de 40 m de profondeur. Les conteneurs de colis primaires (en acier) sont espacés par des séparateurs. Le nombre de conteneurs par alvéole, l’espacement entre deux conteneurs consécutifs dans un tunnel et celui entre deux tunnels sont définis de façon à limiter le maximum de température dans la formation d’argilite à moins de 90°C.
Stockage des déchets de type C : video
4.6 Quel coût ? Comparaison des options de retraitement et de non‐retraitement
Répartition des coûts du kWh nucléaire
Dans le coût du kilowattheure d'origine nucléaire, les opérations de « l'aval du cycle » n'entrent que pour 12 %. Ces opérations vont de la sortie du combustible irradié en réacteur jusqu'au stockage des déchets, et incluent le retraitement. Ces 12 % sont à comparer aux 20 % de l'amont du cycle (extraction et enrichissement de l'uranium), aux 15 % d'amortissement de la centrale et surtout au 43 % des dépenses d'exploitation (source EDF).
Coût du retraitement et du non‐retraitement
Selon une étude de l'OCDE de 1999, les coûts du retraitement du combustible et d'un stockage dans l'état sont comparables. Le surcoût du retraitement est en partie amorti par l’économie réalisée par le recyclage du plutonium pour fabriquer du combustible MOX. Dans cette comparaison, il n'est pas tenu compte du stockage final à venir, ni de la protection inchiffrable de l'environnement résultant de la vitrification des déchets.
Le coût du retraitement a été évalué en 1999 à 62 500 € le mètre cube de déchets de faible ou moyenne activité à vie longue, et à 640 000€ le mètre cube de déchets de haute activité. Un tarif à prix d'or qui serait prohibitif si le volume de ces matières n’était pas modeste (1500 m3 accumulés en France jusqu’en 2002 ). Le coût de la gestion des déchets, inclus dans le tarif du kilowattheure nucléaire, n'a qu'une incidence faible sur ce dernier.
Gestion des déchets, résumé
5 Place des déchets nucléaires, parmi les autres déchets
Si l'on prend le cas de la France, la production annuelle de déchets de toute nature est de l'ordre de trois tonnes par habitant, dont 500 kg de déchets ménagers, 100 kg de déchets chimiques toxiques et moins de 1 kg de déchets radioactifs.
Par catégorie, les déchets A représentent 930 g par an et par habitant, les déchets B représentent 6,6 g par an et par habitant, et les déchets C représentent 3,3 g par an et par habitant.
En volume, toujours pour la France, l'Agence Nationale de gestion des Déchets Radioactifs (ANDRA) estime que la production entre 1998 et 2020 sera de 250 000 m3 pour les déchets de très faible activité, de 330 000 m3 pour les déchets de faible et moyenne activité à vie courte, de 80 000 m3 pour les déchets de moyenne activité à vie longue et de 6 000 m3 pour les déchets vitrifiés à haute activité.
La Direction générale de l'Environnement de la Commission européenne, dans une récente communication sur la gestion des déchets radioactifs (16), estime la production dans l'Union européenne de déchets radioactifs conditionnés, toutes catégories confondues, à environ 50 000 m3 par an.
Le conditionnement des déchets doit être en rapport avec leur classification et garantir la tenue du conteneur sur la durée nécessaire à la désactivation des produits :
Fût ou sacs (« big bags ») : pour les déchets les moins dangereux
Blocs de béton : pour les déchets moyennement dangereux
Fûts en acier inoxydable : pour les déchets de haute activité
Différents moyens de conditionnement des déchets
Les volumes de stockage peuvent paraître importants exprimés en mètre cubes, mais ramenés à des échelles plus humaines la taille des zones de stockage est finalement accessible à nos technologies :
Les déchets de Moyenne Activité à Vie Longue (MA VL) : les 50 000 m3 nécessaires d’ici 2030 ne représentent que le volume d’un petit immeuble de 10 étages
Les déchets de Haute Activité (HA) : les 5 000 m3 à stocker d’ici 2030 correspondent au volume d’une dizaine de maisons
Type de stockage en fonction de la classification des déchets radioactifs
6 Un centre de stockage pour les déchets HA et MA‐VL
En 2005, l'Andra a conclu à la faisabilité du stockage profond des déchets de haute activité (HA) et de moyenne activité à vie longue à vie longue (MA‐VL). L'Andra a été chargée par la loi de programme du 28 juin 2006 de concevoir et d'implanter un centre de stockage pour ces déchets. La loi impose que cette installation soit réversible pendant une durée d'au moins cent ans.
Le centre de stockage profond est conçu pour permettre de confiner durablement les substances que contiennent les déchets HA et MA‐VL.
Pour garantir le confinement de la radioactivité, le principe du stockage repose sur une couche argileuse dont les propriétés remarquables (faible perméabilité, homogénéité et continuité) permettent de retarder et de limiter la dispersion de ces substances. Ces propriétés ont été mises en évidence grâce à des reconnaissances géologiques et aux études des scientifiques conduites notamment dans le Laboratoire souterrain.
La loi définit le calendrier pour permettre la mise en service du stockage en 2025 :
organisation d'un débat public (prévu en 2013),
dépôt de la demande d'autorisation de création par l'Andra (fin 2014),
instruction de cette demande par les autorités compétentes et avis des collectivités,
vote d'une loi fixant les conditions de la réversibilité du stockage,
décret d'autorisation après enquête publique,
début des travaux de construction vers 2017.
6.1 L'itinéraire des déchets HA‐MAVL
Étape 1 : Réception, contrôle et conditionnement des colis de déchets radioactifs
Les déchets radioactifs sont conditionnés par les producteurs dans des colis (en béton, en inox ou en acier). Ils sont acheminés par rail ou par route vers le centre de stockage dans des emballages spécifiquement étudiés par les producteurs. À leur arrivée sur le centre, les colis de déchets sont contrôlés par l'Andra, conditionnés dans des conteneurs de stockage et entreposés.
Étape 2 : Stockage des conteneurs dans les alvéoles
‐ Déchets HA
Chaque conteneur HA est placé dans une hotte de transport qui permet d'assurer la radioprotection du personnel. Puis, il est transféré vers l'alvéole de stockage par la liaison dédiée aux conteneurs. La hotte de transport accoste la porte blindée de l'alvéole, les portes s'ouvrent et le conteneur est pris en charge par un robot qui assure sa mise en place dans l'alvéole. À la fin de l'opération, les portes de la hotte et de l'alvéole sont refermées.
‐ Déchets MA‐VL
Comme pour les déchets HA, le conteneur MA‐
VL est transféré vers l'alvéole de stockage dans une hotte de transport où il est pris en charge par un robot.
6.2 Les installations en surface
Les installations en surface du centre de stockage comprennent :
des installations nucléaires (en bleu dans le schéma ci‐dessous), où les colis de déchets sont réceptionnés, contrôlés, entreposés, conditionnés dans des conteneurs de stockage,
des ateliers industriels (en rose), qui rassemblent les installations nécessaires au soutien des opérations de creusement et de maintenance du site (aménagement des galeries…),
des bâtiments administratifs (en jaune),
une zone de dépôt des déblais (en brun). Environ 40 % sont conservés pour fermer les installations souterraines.
6.3 Les infrastructures de liaison
Des infrastructures relient les installations en surface et souterraines. Elles sont nécessaires pour transférer des conteneurs de stockage, le personnel, les engins de chantier… et peuvent prendre la forme de puits ou de tunnels aussi appelés descenderies. Des puits d'aération, situés à la verticale des installations souterraines complètent l'ensemble.
6.4 Les installations souterraines
Les installations souterraines se développeront au fur et à mesure de l'exploitation pour atteindre environ 15 km2. Elles sont situées à environ 500 mètres de profondeur et se composent de zones de stockage pour les déchets HA et pour les déchets MA‐VL, de galeries de liaison et d'installations techniques. Les zones de stockage sont conçues de façon modulaire pour permettre la construction progressive des alvéoles et la séparation des déchets selon leurs caractéristiques (types de colis ou de conteneur, caractéristiques chimiques).
Dans le Dossier 2005, la zone de stockage HA comprend environ 5 000 alvéoles, dans lesquelles de 6 à 22 conteneurs peuvent être stockés. Deux zones plus réduites sont dédiées au stockage des premiers déchets HA produits, dits C0, (environ 200 alvéoles) et des combustibles usés issus de la recherche et de la propulsion navale, dits CU3 (une centaine d'alvéoles). La zone MA‐VL comporte une quarantaine d'alvéoles de stockage. Les conteneurs y sont empilés sur plusieurs niveaux.
Schéma d'un futur laboratoire souterrain de l'Andra
Schéma d’un futur site de stockage
Projet de centre de stockage étudié par l’Andra. L’accès aux installations souterraines est assuré par quatre puits verticaux. L’installation serait constituée de longues cellules ou alvéoles creusées dans la formation d’argilite, où seraient déposées des conteneurs de déchets. Les puits et des galeries d’accès permettront la construction et le remplissage des cellules et une gestion réversible du site jusqu’à sa fermeture définitive. Le projet prévoit des zones distinctes pour les déchets de haute activité (C), de moyenne activité (B) et le cas échéant des assemblages de combustibles usés.
Le stockage des déchets de moyenne activité (type B) serait divisé en deux parties ou sous‐
zones, la première étant réservée à des colis contenant des matières organiques et la seconde à des colis n’en contenant pas. Cette distinction réduit les conséquences des altérations à long terme des matières organiques du fait des radiations (dégagement d’hydrogène).
Les colis de déchets C de haute activité sont espacés à l’intérieur de l’étroit tunnel d’une alvéole par des séparateurs. Jusqu’au moment de la fermeture du site, le stockage est réversible. Lors de la fermeture, un bouchon d’argile gonflante et un bouchon de béton isoleront alors le tunnel de la galerie d’accès, qui sera à son tour scellée.
La zone réservée aux déchets vitrifiés de haute activité de type C est divisée en modules indépendants. Chaque module contient plusieurs douzaines d’alvéoles de stockage (disposal cells). Les alvéoles sont desservies par des galeries d’accès perpendiculaires. L’écartement entre les alvéoles est calculé pour garantir une dissipation adéquate de la chaleur dégagée par les déchets. Une architecture semblable est prévue pour les assemblages de combustibles usés non retraités qui seraient enfouis.
Le site de stockage souterrain à Forsmark, en Suède (photo : SKB).
Et ailleurs ?
Le Waste Isolation Pilot Plant (WIPP) est un centre de stockage de déchets radioactifs militaires et issus de la recherche installé dans la commune de Carlsbad dans le sud‐est du Nouveau‐
Mexique. Il est censé être actif jusqu'en 2070. L'exploitation a été suspendue le 14 février 2014 après une fuite radioactive. Sa reprise a été autorisée par l'administration Obama le 8 décembre 2016. Les transferts de déchets ont repris le 10 avril 2017.
7 Cas de la Belgique
Selon les estimations fondées sur les données disponibles au 1er janvier 2001, la quantité de déchets conditionnés que l'ONDRAF (Organisme national belge des déchets radioactifs et des matières fissiles enrichies) aura à gérer d'ici 2070 est estimée aux volumes suivants :
70 500 m³ de déchets à faible activité et courte durée de vie ;
11000 m³ de déchets d'activité moyenne ;
de 4 500 m³ de déchets de haute et très haute activité.
Pour les déchets de faible activité, l'ONDRAF a étudié, avec des partenariats locaux, des projets de stockage en surface ou en couche géologique (Mol, Dessel, Fleurus). Après un vote du conseil communal de Fleurus qui a mis fin au processus de consultation engagé dans cette commune, le gouvernement a décidé le 23 juin 2006 de retenir la candidature de la commune de Dessel (Partenariat Stora).
Où sont stockés les déchets nucléaires pour le moment ?
Le futur site de stockage de déchets de faible activité à Dessel (photo : ONDRAF).
Les déchets de haute activité à vie longue ne peuvent être immédiatement stockés à titre définitif, car ils dégagent encore beaucoup trop de chaleur résiduelle. Pour l’heure, ces déchets sont encore conservés sous l’eau dans des piscines (à Tihange) ou dans des conteneurs placés dans des installations pourvues d’un refroidissement par air (stockage à sec, à Doel), dont la plupart se trouvent sur les sites des centrales nucléaires.
Une fois cette période de transition achevée, les déchets seront stockés définitivement de manière sûre.
Le stockage à sec à la centrale nucléaire à Doel (photo : ENGIE Electrabel).
Pour les déchets incompatibles avec un stockage en surface (haute activité et émetteurs alpha à longue durée de vie), le stockage géologique dans l'argile de Boom est à l'étude depuis 1975.
Qu’est‐ce que l’argile ?
L’argile se compose de toutes petites particules de sédiment. L’argile peut se créer sur le sol de cours d’eau et de mers ; il faut énormément de temps avant de pouvoir parler de couche d’argile. Les particules de sédiment ont une taille inférieure à deux millièmes de millimètre
A Mol, l’argile se trouve depuis des millions d’années à une profondeur comprise entre 190 et 290 mètres.
Pourquoi l’argile de Boom repose‐t‐elle à une telle profondeur ?
Après le dépôt de l’argile, le Bassin de la Campine a été recouvert pendant des millions d’années par d’autres sédiments, principalement du sable. L’argile fut ainsi poussée à des profondeurs de plus en plus importantes.
Comment est née l’argile de Boom ?
L’argile de Boom s’est déposée il y a 30 à 34 millions d’années dans une mer peu profonde et ouverte. Il y régnait alors un climat subtropical. Il n’était alors pas encore question de la Campine actuelle ; la région était couverte par la mer. Nous parlons ainsi toujours du Bassin de la Campine
Répartition de terre (jaune) et de mer (bleu) il y a environ 30 millions d’années. La Belgique actuelle était en grande partie une mer.
Un laboratoire souterrain dénommé HADES (High Activity Disposal Experimental Site) existe à Mol depuis 1980 sous le domaine technique du Centre d'étude de l'Energie Nucléaire (SCK•CEN) qui en a initié la réalisation. Dans ce laboratoire, situé à 225 mètres sous terre, des scientifiques mènent des expériences et effectuent des recherches en conditions « réelles ».
Cela permet d’obtenir des données détaillées sur les caractéristiques et le comportement de l’argile à grande profondeur.
Le laboratoire HADES (source : SCK•CEN).
Le financement du stockage profond repose sur la distinction d’un coût fixe et d’un coût variable. Le coût variable est dû au moment de la production du déchet. En revanche, le coût fixe est financé, quelle que soit la quantité de déchets produite in fine, par un mécanisme de garantie contractuelle avec les producteurs de déchets. Cette approche est destinée à assurer, d’une part la capacité de financement de l’ensemble des déchets produits à ce jour, et d’autre part un impact financier des déchets à produire aussi prévisible que possible.
L'agence Agence Fédérale de Contrôle Nucléaire (AFCN), du 1er septembre 2010 au 31 octobre a soumis à consultation publique ses projets d'arrêtés à portée sociale relevant de sa compétence.
"Ne pas fermer définitivement le couvercle«
Les députés Kristof Calvo (Groen) et Jean Marc Nollet (Ecolo) optent ainsi pour des solutions de stockage en "subsurface", c’est‐à‐dire en enfouissant les déchets à faible profondeur dans un sol en schiste ou granite. L’idée est d’y laisser un accès à l’être humain.
"Au lieu de fermer définitivement le couvercle, ce système a le mérite de réévaluer la situation tous les 100 ou 200 ans, explique Jean‐Marc Nollet. En fonction des nouvelles technologies que nous aurions dans une centaine d’années, on pourrait ainsi mieux gérer ces déchets radioactifs."
Si la Belgique devait tout de même décider d’enfouir définitivement ses déchets nucléaires, elle devrait les entasser beaucoup plus profondément que les 200 mètres prévus, estiment les députés qui évoquent pour exemple le site de Bure en France, qui atteint 500 mètres de profondeur. Enfin, les sols contenant des schistes (dont les ardoises) et le granite devraient être privilégiés pour ce genre d’opérations.
"Solution la plus simple et la moins chère«
Bref, le coût prévu (3,2 milliards d’euros) par l’Ondraf pour enfouir ces déchets n’est pas suffisant. "Certaines études évoquent des montants trois fois supérieurs : il faudrait donc près de neuf milliards d’euros pour stocker les déchets nucléaires (de type B et C) en Belgique."
Pour les écologistes, l’Ondraf se contente de ne vouloir retenir que l’option "la plus habituelle, la plus simple et la moins chère".
Ils exigent que toutes les options soient étudiées avant qu’une décision de principe ne soit prise.
Ces options devront ensuite faire l’objet d’une étude d’impact environnemental comparée et d’une consultation publique, selon eux.
Source : La Libre, janvier 2017
