Traitement des déchets radioactifs

Un déchet radioactif est une matière radioactive dont aucun usage n'est prévu et dont la dispersion dans l'environnement n'est pas autorisée. Les déchets radioactifs couvrent une grande diversité de substances qui se distinguent notamment par leur activité et leur période radioactive, mais également par leur état (solide, liquide, gazeux) et leur composition chimique. Les déchets radioactifs sont parfois appelés déchets nucléaires car la radioactivité provient d'un déséquilibre du noyau atomique.

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).
Rien que pour le combustible usé, le stock mondial serait d'environ 250 000 t en 2008 ^[1], et en France dans les années 2005/2009 ce sont environ 1.150 tonnes de combustibles irradiés (dont 850 tonnes doivent être retraitées) qui sortent annuellement des 58 réacteurs d'EDF. 50 000 t sont des déchets ultimes contenant 99 % de la radioactivité totales. Ils sont stockés dans les usines de retraitement de La Hague et de Marcoule.

Dans certains pays, certaines substances radioactives déjà utilisées sont considérées non pas comme des déchets mais comme des matières valorisables (par exemple, l'uranium de traitement, l'uranium appauvri ou le combustible usé). Les rejets d'effluents radioactifs liquides ou gazeux (Tritium, Carbone 14...) ne sont pas considérés comme des déchets radioactifs si leur activité ne dépasse pas les limites autorisées (ont varié selon les états et les époques).

Sommaire 1 Nature et classification 1.1 Définition 1.2 Classification 2 Production 2.1 Résidus des mines d'uranium 2.2 Valorisation du combustible de la production électronucléaire 2.2.1 Définitions - Propos liminaires 2.2.2 Prospective à long terme 2.3 Déchets radioactifs de la production électronucléaire 2.4 Déchets de la recherche 2.5 Déchets de l'industrie non nucléaire 3 Modes de gestion des déchets radioactifs 3.1 Séparation et traitement 3.2 Stockage 3.2.1 Stockage en surface 3.2.2 Stockage à faible profondeur 3.2.3 Stockage en couche géologique profonde 3.2.4 Stockage en mer 3.3 Entreposage 3.4 Évacuation spatiale 4 Stratégies nationales relatives aux déchets radioactifs 4.1 Allemagne 4.2 Australie 4.3 Belgique 4.4 Canada 4.5 États-Unis 4.6 France 4.7 Finlande 4.8 Japon 4.9 Royaume Uni 4.10 Slovaquie 4.11 Suède 4.12 Suisse 4.13 Turquie 5 Eléments historiques et divers 5.1 Les rejets en mer des usines de retraitement 5.2 Les réacteurs naturels d'Oklo 6 Notes et références 7 Voir aussi 7.1 Bibliographie 7.2 Liens externes

Nature et classification

Définition

Selon la définition de l'AIEA , 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 »^[2].

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).

Classification

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 :

• la durée de leur activité radioactive, qui peut-être calculée à partir de leur période radioactive et qui définit la durée de nuisance
• le niveau de radioactivité, qui conditionne la dangerosité des produits.

D'autres critères de classification font intervenir la dangerosité chimique et la nature physico-chimique des déchets.

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 (HAVL) et les déchets de moyenne activité et à vie longue (MAVL) : 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) : 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.

Production

voici une image de la production de déchets faiblement radioactifs: [5]

Résidus des mines d'uranium

Les mines d’uranium de l’ancienne Division Minière de la Crouzille (DMC) dans le Limousin sont maintenant fermées ; les résidus miniers sont stockés sur place. Alors que les stockages entraînent des servitudes, leur surveillance active par l’ancien exploitant n’est pas requise au-delà de 10 ans. Mr Rivasi en tant que rapporteur de l’OPECST réclame une révision de statut des stockages en Installation Nucléaire de Base, ce qui aurait pour effet une augmentation de la durée de surveillance et le transfert de leur contrôle à un niveau d’expertise bien plus élevé.

Valorisation du combustible de la production électronucléaire

Définitions - Propos liminaires

Avant d'en donner une description détaillée, il importe de bien préciser ce que revêt le terme de "déchet" dans la filière électronucléaire. En effet les combustibles déchargés des réacteurs électrogènes ne peuvent être intégralement considérés comme des déchets puisque :

• de l'uranium est encore contenu dans ces combustibles en grande quantité(principalement de l'uranium 238 mais il y a aussi de l'uranium 235 et de l'uranium 236)
• ainsi que du plutonium formé au cours du fonctionnement du réacteur(principalement du plutonium 239 mais aussi 240 et 241)

Dans certains pays, tout ou partie des matières valorisables sont récupérées dans les usines de traitement du combustible usé. Dans ce cas, seuls les éléments non-valorisables (produits de fission et actinides mineurs) sont considérés a priori comme déchets.

En l'état actuel des techniques seule une proportion assez faible de matière valorisable est ainsi récupérée; par exemple en France à partir de 7 éléments combustibles fabriqués à partir d'uranium naturel et déchargés des centrales REP on fabrique 1 nouvel élément combustible de type MOX (mélange d'oxydes d'uranium (238 majoritairement) et de plutonium (239 majoritairement)

Les réacteurs à neutrons rapides de 4ème génération pourront rendre les noyaux énergétiquement inexploités (essentiellement les noyaux dits fertiles - comme l'uranium-238) fissiles (comme le plutonium-239) et donc exploitables. Ainsi la plus grande partie de l'uranium naturel pourra être fissionné en réacteur alors même que sans la mise en œuvre de ces réacteurs seule une proportion voisine de 1,2 à 1,3 % le serait (soit donc grossièrement une valeur un peu inférieure au double de la teneur naturelle en uranium 235).^[3]

Le facteur multiplicatif ainsi apporté par les réacteurs de 4 ème génération (dits aussi réacteurs rapides), par rapport aux actuels réacteurs à eau, est de l'ordre de 30 à 50, il est inférieur au facteur 140 correspondant à la proportion (=1/140) d'uranium 235 dans l'uranium naturel pour les 3 raisons majeures suivantes:

• d'une part même sans la mise en œuvre des réacteurs de la 4ème génération une bonne quantité de plutonium formé dans les réacteurs à eau actuels peut être fissionnée comme évoqué ci-dessus (c' est ce qu'on appelle le combustible MOX = Mélange d'OXydes) ce qui permet d'atteindre les 1,2 à 1,3 % d'uranium fissionné et non pas seulement 0,7 %
• d'autre part le fonctionnement des réacteurs conduit à la formation de gros atomes non commodément utilisables directement: les actinides mineurs qui dégradent un peu le bilan
• d'autre part le cycle du combustible avec des retraitements successifs conduit fatalement à des pertes d'uranium et/ou de plutonium qui se trouvent mélangés aux déchets destinés à la vitrification, il n' est donc pas possible d'espérer en l'état actuel des technologies fissionner l'intégralité des atomes d'uranium extraits du minerai.

Prospective à long terme

Le stockage des déchets radioactifs en couche géologique profonde est très coûteux et n'est actuellement retenu que pour les produits de fissions définitivement non valorisables et éventuellement pour les actinides mineurs. Les autres gros atomes dont prioritairement l'uranium et le plutonium sont séparés et conservés pour être potentiellement utilisés comme combustibles dans les réacteurs actuels ou du futur, avec le risque qu'ils puissent être détourné pour des usages militaires.

À long terme, un facteur multiplicatif, vraisemblablement encore supérieur,est espéré pour les réacteurs de 4ème génération+ (RN4+ ou 5ème génération RN5) mais dans l'état actuel des développements il ne peut être raisonnablement estimé : tout dépendra des techniques adoptées, par exemple si l'on recoure à une onde de combustion nucléaire en première étape, ou en 2ème étape à un réacteur à sels fondus, véritable usine de retraitement itératif et d'exploitation intégrée (donc potentiellement sans pertes). La remarque fondamentale et réitérée de M. De^[4] est qu'à l'aide de ces techniques nous aurons nettement moins de soucis de combustible à moyen terme, que nous pourrons réutiliser très longtemps celui que nous avons déjà, sans en racheter d'autre, sans générer un kg de déchets nucléaires supplémentaires. A l'aide d'une usine de retraitement et exploitation de RN4+, on pourra d'ailleurs faire en sorte de ne plus produire le moindre déchet final de demi-vie supérieure à quelques siècles ou même décennies. Que dans le cadre du traité Forum International Génération IV les experts veuillent bien continuer la réflexion sur les réacteurs du futur.

Déchets radioactifs de la production électronucléaire

Les véritables déchets radioactifs de la production électronucléaire sont :

• les produits de fission
• les actinides mineurs pour environ 3% de la masse des produits de fission

En outre, les matériaux constitutifs des installations nucléaires subissent des irradiations neutroniques prolongées, qui génèrent des produits d'activation par capture neutronique. Les principaux produits d'activation rencontrés^[5] résultent d'éléments présents comme éléments à l'état de trace, principalement dans le béton ou l'acier. Les principaux produits d'activation rencontrés sont^[6] :

• Fer 55 (2,73 ans, ε/β+ 0,231 MeV), par activation de l'isotope Fer-54 (5,8%, σ≈2,2) (acier, béton)
• Cobalt 60 (5,27 ans, β- de 2,824 MeV), par activation du Cobalt-59 (σ≈36) (acier, béton).
• Nickel 63 (100 ans, β- de 2,137 MeV), par activation du Ni-62 (acier)

On trouve également les produits d'activation suivants^[7] :

• Carbone 14 (5730 ans, β- de 0,156 MeV), par activation du C-13 (1,1%, σ≈0,9).
• Chlore 36 (301 000 ans, β- de 0,709 MeV et ε/β+ de 1,142 MeV) par activation du Cl-35 (σ≈30).
• Manganèse 54 (312 yours, β− de 0,697 MeV et ε de 1,377 MeV),
• Césium 134 (2 ans, β− de 2.059 MeV et ε de 1.229 MeV), par activation du césium-133 (σ≈26).
• Europium 152, 154 et 155.

En outre, du tritium (12,32 ans, β- de 0,0186 MeV) est produit dans l'eau, par activation des éléments légers (Bore et Lithium) présents dans le circuit primaire. Un réacteur de 900 MWe rejette de l'ordre de 10 TBq / an (soit 0,03 g/an). Les réacteurs à eau lourde produisent également du tritium par activation du deutérium.

Déchets de la recherche

Déchets de l'industrie non nucléaire

S'y ajoutent les déchets du secteur médical ===

Modes de gestion des déchets radioactifs

Plusieurs modes de gestion des déchets radioactifs liquides et solides sont mis en œuvre (selon la nature des déchets, mais aussi selon les stratégies nationales et moyens techniques disponibles). Aux États-Unis, en Suisse et en France, la loi a évolué et a imposé la réversibilité. Au Canada et au Japon, ce sont les gouvernements qui ont récemment revu leur doctrine pour aussi y intégrer le principe de réversibilité des choix techniques, et des choix politiques (ce qui signifie que même en profondeur, un déchet devrait pouvoir être contrôlé et déplacé) pour notamment laisser ouvert le processus décisionnel pour les décideurs et citoyens du futur. En Suède et Finlande, ce sont les exploitants nucléaires eux-mêmes qui ont fait ce choix. Au Royaume-Uni, le débat est encore en cours.
Après 30 ans, la Suède a demandé en juin 2009 à son Agence SKB (Agence suédoise de gestion des déchets nucléaires) ^[8] de se préparer à un enfouissement de cent mille ans pour certains de ses déchets, dans une couche de granit à 500 m de profondeur, dans un site où une centrale est déjà installée depuis 1980 (à Östhammar, à environ 100 km au nord de Stockholm), sous réserve que le tribunal de l'environnement accepte de délivrer le permis de construire.

Séparation et traitement

Le combustible usé des centrales nucléaires contient des déchets radioactifs non valorisables (déchet ultime) et des matières (plutonium et/ou uranium) susceptibles de fournir de l'énergie dans certains réacteurs (au MOX par exemple), après un traitement physico-chimique et de séparation et tri. Les déchets contiennent notamment des produits de fission et des actinides mineurs. Le recyclage et stockage de ces produits fait l'objet de recherche.
Une fois la séparation opérée, les déchets font l'objet d'un conditionnement adapté à leur nature, afin de les stabiliser (pour les rendre non dispersables). Pour les déchets de haute activité (solution de produits de fission), ce conditionnement est par exemple la vitrification au sein d'une matrice inerte coulée dans un fût en inox. Les déchets de moyenne activité (coques et embouts) peuvent être compactés (afin de réduire leur volume) puis placés dans des fûts métalliques. Les déchets du procédé de séparation en lui-même peuvent faire l'objet d'évacuation sous forme d'effluents liquides ou gazeux ou de conditionnement en attente pour stockage (compactage, cimentation, bituminage...).

Les matières valorisables sont traités afin de permettre leur ré-utilisation dans un réacteur.

Stockage

On peut distinguer un stockage de court ou moyen-terme en « piscine » (ou autre lieu du stockage), du stockage définitif de long terme (qui correspond à une mise en décharge, mais qui doit être réversible selon certaines stratégies ou législations). Ces législations ou stratégies peuvent évoluer. Aux États-Unis, le projet de stockage dans les couches de roches volcaniques de Yucca Mountain dans le désert du Nevada, a finalement été gelé en 2009 par le président Barack Obama, juste avant son ouverture programmée, pendant qu'en Allemagne, notamment en raison de probèmes techniques, le stockage dans la mine de sel de Görleben a été gelé.

Stockage en surface

Dans le passé des déchets faiblement ou moyennement radioactifs ont été utilisés comme matériaux de remblai.
C'est en général et de plus en plus un stockage temporaire. Il permet de pouvoir mieux surveiller l'évolution des déchets et l'éventuelle dégradation de leurs contenants.

Stockage à faible profondeur

Stockage en couche géologique profonde

Une des solutions "nominales" actuelles pour le devenir des déchets radioactifs HAVL soit donc les produits de fission PF et les actinides mineurs AMin consiste à les stocker à grande profondeur (300 à 500 m) dans des galeries creusées dans une couche géologique stable, dense et le plus possible étanche (le granit, le tuff volcanique ou l'argile comme cela est envisagé en France) On estime que le procédé de vitrification devrait être capable d'assurer le confinement des matières durant 10 000 ans, mais de toute façon les modèles de migrations des corps radioactifs ne font pas intervenir ce confinement "artificiel" (les conteneurs), seul la roche naturelle est considérée.

Stockage en mer

Au cours des années 1950, une partie des déchets provenant des centrales nucléaires européennes et américaines ont été jetés à partir de navires dans l’Atlantique et entre les îles anglo-normandes et le cap de la Hague.

En effet, durant une première phase du développement de l’usage de l’énergie nucléaire a prévalu l’idée que la dispersion large dans l’environnement d’une partie des déchets radioactifs de faible activité pouvait être une solution pour le long terme.

Bien que cette option aît été fortement controversée au sein même de la communauté des ingénieurs du nucléaire et même durant sa mise en œuvre ; jusqu’en 1982, plus de 100 000 tonnes de déchets radioactifs ont été déversés dans des conteneurs en béton, au fond des océans –en atlantique principalement- par une douzaine de pays dont principalement :

• L’Angleterre (76,55%),
• La Suisse (9,64 %),
• Les États-Unis (7,67%),
• La Belgique (4,63%)
• L’URSS..(proportion non connue).
• La France (0,77 %) a cessé ces dépôts sous-marins en 1973

Certains conteneurs devaient rester étanches environ 500 ans (alors que les déchets sont actifs des milliers d’années)... délais nécessaire pour ramener leur activité à une valeur telle que leur dispersion dans la mer ne pose pas de problème. Cela étant une partie d'entre eux sont fissurés ou ouverts 29 ans après leur immersion.

A noter que ces déchets immergés ne représentaient nullement la totalité des déchets et qu'il n'a jamais été question que cette pratique critiquable soit la pratique nominale pour l'ensemble des déchets radioactifs.

Le 12 mai 1993, les parties contractantes de la Convention internationale de Londres ont voté l’interdiction définitive du déversement en mer de déchets radioactifs. Depuis, les déchets sont gérés dans la majorité des cas en centres de stockage.

Entreposage

Évacuation spatiale

L' envoi des déchets radioactifs de type C (déchets HAVL = Haute Activité Vie Longue) ; c'est-à-dire les produits de fission (PF) et les actinides mineurs (AMin) dans l' espace (dans le Soleil a priori) est une possibilité quelquefois évoquée pour les éliminer de la biosphère.

Toutefois cette solution reste assez théorique pour les raisons suivantes:

• Ceci ne pourrait éventuellement concerner que les PF et les AMin

• Le prix est un obstacle majeur : une fusée Ariane V coûte 150 millions d'euros

• La quantité : 340 tonnes/an (avec le conditionnement et les emballages) pour la seule France, bien plus que la capacité d'une fusée actuelle ( à titre d'exemple, la fusée Ariane V met 10 tonnes maximum en orbite solaire, soit 15 millions d'euros par tonne de déchets emballés et 34 lancements/an ); or aujourd'hui le coût du stockage profond géologique est de 150 000 euros par tonne, donc environ 100 fois moins cher

• Le risque de voir les emballages retomber en cas d'incident après le lancement n'est pas négligeable, mais il y a surtout le risque de voir la fusée exploser au lancement et porter les conteneurs à très forte température : sur ce point on a évoqué le fait que l'on pourrait à long terme imaginer des fusées à ergol non capable d'exploser (fusée à eau vaporisée par chauffage laser depuis le sol)

• La nécessité de trouver des orbites non encombrées capables de recevoir le train des déchets en question envoyés dans le Soleil (ou Mercure?) sachant qu'aujourd'hui l'encombrement de l'espace par des déchets de natures diverses pose déjà un problème

Néanmoins, certaines sondes spatiales emportent déjà avec elles du combustible pour leur procurer de l'énergie, à l'instar de Cassini, New Horizon et Ulysse. 50 kg de plutonium (à 82% du Pu 238) sont donc dans l'espace, sans espoir de retour.

L'envoi de déchets dans l'espace (le Soleil) est une perspective lointaine, devant faire face à un certain nombre de difficultés, notamment liées au coût d'une telle entreprise.

Stratégies nationales relatives aux déchets radioactifs

Allemagne

La recherche d'un site de stockage géologique entamée dans les années 1970 avec le laboratoire de la mine d'Asse II est toujours en cours. Diverses expérimentations ont eu lieu à Gorleben (dans des couches de sel), à Konrad (mine de fer), et dans la Mine d'Asse, site expérimental finalement transformé en décharge, mais où suite à des infiltration de saumures, et une trop grande vulnérabilité du site, les déchets pourraient devoir être évacués. (voir article plus complet, consacré à la Mine d'Asse).

Australie

L'Australie a développé le Synroc pour contenir les déchets nucléaires. Le Synroc est une sorte de roche synthétique (Synthetic Rock), inventé en 1978 par le professeur Ted Ringwood de l'Australian National University. Cette technologie est utilisée par l'armée américaine pour confiner ses déchets.

http://www.arpansa.gov.au/ (Australian Radiation Protection and Nuclear Safety Agency, agence fédérale) Proposed National Radioactive Waste Repository (version archivée par Internet Archive)

Belgique

Selon les estimations fondées sur les données disponibles au 1^er janvier 2001, la quantité de déchets conditionnés que l'ONDRAF aura à gérer d'ici 2070 est estimée aux volumes suivants :

• 70.500 m³ de déchets à faible activité et courte durée de vie ;
• 8.900 m³ de déchets d'activité moyenne ;
• de 2.100 à 4.700 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).

Pour les déchets incompatibles avec un stockage en surface (longue durée de vie et haute activité), un stockage géologique dans une couche d'argile est à l'étude. Un laboratoire souterrain^[9] existe à Mol depuis une vingtaine d'années. 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 le mécanisme de garantie contractuelle. Cette approche prudente assure, d’une part la capacité de financement de l’ensemble des déchets produits à date, d’autre part l’absence d’impact financier des déchets à produire.

Canada

Depuis 1984, expérimentation dans le laboratoire du lac Bonnet (granit) qui devrait être bientôt fermé.

• http://www.nfwbureau.gc.ca/francais/View.asp?x=1
• http://www.llrwmo.org/fr/home.html
• http://www.aecl.ca/indexfrench1.asp?layid=2

États-Unis

De très nombreux sites de stockage en surface pour déchets de faible activité sont en opération aux États-Unis (voir carte).

Un stockage géologique dans une couche de sel (WIPP - Waste Isolation Pilot Plant) est en service depuis 1999 pour des déchets de moyenne activité d'origine militaire (Carlsbad - Nouveau Mexique).

Les États-Unis étudient la possibilité d'enfouissement définitif des combustibles usés (déchets fortement radioactifs ou à longue durée de vie) dans le tuf volcanique du site de Yucca Mountain (Nevada). Ce site pourrait recevoir 70 000 tonnes environ.

Aux États-Unis, le financement est réalisé à travers l’abondement d’un fond d’état par une redevance sur le prix de l’électricité. Ce mode de financement dé-responsabilise le producteur de déchet en en transférant la charge sur l’état. Dans ce cadre, l’état est garant du financement de la gestion des déchets.

• http://www.nrc.gov
• http://www.ocrwm.doe.gov
• Waste Isolation Pilot Plant
• http://www.iscors.org

France

Finlande

• Site d'expérimentation Onkalo,
• Site granitique d'Olkiluoto.

Japon

Deux laboratoires sont en cours de réalisation :

• sur l'île de Honshū (géologie cristalline),
• sur l'île d'Hokkaido (sédiments non argileux).

Royaume Uni

Ce pays est avec la France, en raison de son unité de Sellafield, l'un des pays abritant le plus de déchets nucléaires. Après une période de rejet en mer de déchets radioactifs (8000 conteneurs environ dans la fosse des casquets), puis de stockage provisoire en surface le gouvernement a annoncé ^[10]être en négociation avec 3 conseils locaux (un compté : Cumbria County) et deux des districts de ce compté :Copeland Borough, Allerdale Borough), pour y installer un futur centre de stockage. La production de déchet devrait être encore augmentée car le gouvernement entend doter le pays d'une capacité de 12 GW supplémentaires et d'un nouveau centre de recherche.

Slovaquie

La Slovaquie dispose d’un fonds d’état pour le démantèlement des installations nucléaires et la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs. Ce fonds est alimenté par le propriétaire des centrales nucléaires qui verse chaque année 6,8 % du prix de vente de l’électricité commercialisée par les centrales et 350 000 Sk par MW de puissance électrique installée. Le ministère de l’Économie nationale est responsable du fonds. Le mode de calcul de la redevance conduit à une dépendance du montant de l’abondement annuel au prix de l’électricité.

Suède

La solution retenue est celle du stockage géologique dans le granite. Des laboratoires souterrains existent (HRL de Aspo).

Un centre d'entreposage en subsurface est en service depuis 1985 (CLAB).

(sv) et (en) * http://www.skb.se/

Suisse

Les cinq centrales nucléaires suisses produisent annuellement 700 kg de plutonium. En tout 87.000 m³ de déchets radioactifs devront être stockés une fois que les centrales existantes auront été démantelées. La Suisse a envoyé son combustible irradié dans les usines de retraitement de la Hague en France et de Sellafield en Angleterre jusqu'en 2006. Un moratoire de 10 ans a été voté depuis lors au Parlement suspendant l'exportation de déchets radioactifs pour le retraitement.

Le modèle suisse prévoit l'entreposage des déchets dans deux dépôts distincts selon qu'il s'agisse de déchets hautement radioactifs/déchets alpha-toxiques/éléments de combustible irradiés ou de déchets faiblement et moyennement radioactifs. Ils pourraient néanmoins être stockés à un seul endroit si un site s'avère adéquat du point de vue géologique.

Les producteurs de déchets radioactifs exploitent depuis 2001 une installation d'entreposage à Würenlingen (ZWILAG) et envisagent un stockage géologique dans la marne ou dans l'argile. Des études de faisabilité du stockage en profondeur ont été approuvées par le Conseil fédéral (gouvernement suisse) en 1988 pour les déchets faiblement radioactifs et en 2006 pour les déchets hautement radioactifs.

Un stockage géologique a également été évoqué dans la couche d'Argiles à Opalinus. L'adoption d'une procédure de sélection par le Conseil fédéral en avril 2008 initie la recherche de sites pour l'entreposage de déchets radioactifs en Suisse.

La Nagra proposera des domaines d'implantation géologiques dans le courant de l'année 2008. Ceux-ci feront ensuite l'objet d'analyses de sécurité au cours des 3 étapes prévues dans le plan sectoriel. Au terme de ce processus de sélection, deux sites par catégorie de déchet seront comparés. Une procédure participative est prévue pour les régions concernées par l'accueil d'un dépôt.

Un dépôt pour les déchets faiblement et moyennement radioactifs verra au plus tôt le jour en 2030 alors qu'un dépôt pour les déchets hautement radioactifs sera construit au plus tôt en 2040.

Un laboratoire de recherche est en service dans l'argile du Mont-Terri dans le Jura et un autre dans le granit au Grimsel.

• http://www.nagra.ch
• Laboratoire souterrain du Mont-Terri

Turquie

La Turquie dispose d'un centre de traitement des déchets radioactifs à Istanbul.

Eléments historiques et divers

Les rejets en mer des usines de retraitement

Les rejets d'effluents radioactifs des usines de la Hague et de Sellafield constituent une pollution radioactive tant par la quantité de radioactivité relâchée dans l'environnement que par la nature des radioéléments rejetés. ^{[réf. nécessaire]}

Les réacteurs naturels d'Oklo

Les Réacteur nucléaire naturel d'Oklo au Gabon ont fonctionné naturellement pendant des milliers d'années, et ont produit des éléments radioactifs semblables à ceux que l'on trouve dans le combustible irradié (transuraniens, produits de fission notamment).

Les produits de fission et les actinides produits au cours du fonctionnement de ces réacteurs naturels sont pratiquement restés à la même place durant plusieurs centaines de millions d'années et ce, malgré le climat équatorial et les variations de la nappe phréatique. On peut ainsi supposer qu'un site du stockage géologique bien choisi assure un confinement correct à long terme.

Notes et références

Voir aussi

• Énergie nucléaire
• Débat sur l'énergie nucléaire
• Radioactivité
• Déchet

Bibliographie

• « L'eau et le champagne menacés par les déchets radioactifs », article de Michel Marie, L'Ecologiste n°19, juin-juillet-août 2006, p. 28-29
• (en) Long-Lived Activation Products in Reactor Materials, NUREG/CR-3474, accessible en ligne
• (en) Radiological Characterization of Shut Down Nuclear Reactors for Decommissioning Purposes, AIEA1998 accessible en ligne

Liens externes

• "Déchets, le cauchemar du nucléaire"  : Documentaire sur ARTE le 13 octobre 2009 [6]
• "Uranium : le scandale de la France contaminée" émission France 3 du 11/02/2009 [7]
• Déchets de très faible activité : l’impact sur l’environnement, Barescut, Radioprotection 1998 Vol. 33, no 2, pages 159 à 175.
• Évaluation de l'impact radiologique de différentes voies de gestion des déchets TFA, B. Cessac & J.M. Pérès, Radioprotection Vol. 36 No. 1 (Janvier-Mars 2001).
• La libération, un outil puissant pour optimiser le volume des déchets radioactifs, W. Blommaert, Radioprotection Vol. 33 No. 4 (Octobre-Décembre 1998).
• Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs
• Plan national de gestion des déchets radioactifs
• Démantèlement et gestion des déchets nucléaires site d'un spécialiste
• La France nucléaire - matières et sites site internet de Wise-Paris
• Déchets nucléaires de la Société Française d'Energie Nucléaire
• Programme relatif à la gestion des déchets radioactifs de l'agence pour l'énergie nucléaire (AEN) de l'OCDE
• (en) Convention commune sur la sûreté des déchets nucléaires de l'AIEA
• [8] de l' AEPN = Association des Ecologistes Pour le Nucléaire
• Etude Eurobaromètre sur l'attitude face aux déchets nucléaires. (Eurobaromètre)
• Site radioactivite CNRS/EDP-Sciences : Déchets radioactifs

Gestion des déchets
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Voir aussi : Types de déchets

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