L'aval du cycle nucléaire

2.5. la question des quantités transmutables et le problème du tout ou rien

L'intérêt d'un éventuel recours à la transmutation dépend essentiellement de trois paramètres physiques.

Le premier est la quantité d'actinides mineurs et de produits de fission à vie longue que l'on peut introduire dans un réacteur, quel qu'il soit. On peut à cet égard imaginer l'introduction des ces déchets dans un réacteur électrogène, les quantités relatives étant alors limitées par les contraintes de fonctionnement du réacteur. Au contraire, un réacteur dédié pourrait épuiser des quantités plus importantes.

Le deuxième paramètre est constitué par la vitesse de la réaction de transmutation. Une vitesse de transmutation lente devrait en effet être compensée par un nombre important d'installations, ce qui pourrait augmenter le coût de la transmutation et rendre son acceptabilité difficile.

Le troisième paramètre est celui des quantités résiduelles éventuelles, quantités qu'il serait impossible de parvenir à transmuter pour des raisons physiques. Le rendement de la réaction de transmutation est donc aussi un élément fondamental de l'option transmutation. Ceci conduit inévitablement à la question suivante : est-il utile de réduire de x % les quantités initiales si celles-ci peuvent être stockées sans danger ?

Des résultats incontestables sont évidemment indispensables sur toutes ces questions pour résoudre le dilemme transmutation- stockage. Il semble bien qu'un long chemin reste encore à faire sur cette voie de recherche.

Mais en réalité, pour ce faire, on distinguera deux cas. Le premier est celui des résultats expérimentaux, prolongés par des calculs, obtenus avec les réacteurs à neutrons rapides Phénix et Superphénix. Le deuxième est celui des prédictions tirées de la connaissance encore très floue des réacteurs hybrides.

Les ordres de grandeur des quantités transmutables

Les ordres de grandeur des quantités des divers radioéléments à vie longue ont été donnés plus haut. Rappelons-en les grandes lignes, synthétisées dans le tableau suivant. Le plutonium formé dans les REP exploité dans les conditions actuelles représente environ 1 % du tonnage de combustible irradié. Les actinides mineurs représentent un peu moins de 0,07 % et les produits de fission à vie longue représentent 0,23 % En première approximation, on peut donc dire que les déchets radioactifs de haute activité et à vie longue représentent 0,3 % du combustible irradié.

Tableau 35 : Estimation des quantités de radioéléments présents dans le combustible irradié ^{74( * )} , ^{75( * )}

quantités en kg	Uranium	Plutonium	Np+Am+Cm	Prod. fission (PF) total	dont PF à vie longue
pour 21,5t de combustible	20 400,0	209,0	16,0	745,0	50,0
pour 1t de combustible	948,8	9,7	0,7	34,7	2,3

Ceci étant, quelle est la production d'actinides avec le parc EDF actuel ? Le tableau suivant donne des indications détaillées sur les quantités produites.

Tableau 36 : production annuelle de plutonium non séparé et d'actinides mineurs par le parc EDF ^{76( * )}

radioélément	quantité annuelle produite	remarques
plutonium résiduel dans les déchets	30 kg/an	il s'agit du plutonium non séparé lors des opérations de retraitement
neptunium	800 kg/an	une partie du neptunium provient du plutonium 241, de l'américium 241 et du curium 245
américium :
américium 241	250 kg/an	il apparaît par décroissance - du plutonium 241
américium 242m	0,7 kg/an
américium 243	150 kg/an	la source principale provient du plutonium 239 dans les déchets à partir d'un temps compris entre 10 000 et 100 000 ans
curium :
curium 242		il donne du plutonium 239
curium 243		il donne du plutonium 239 en quantité négligeable par rapport à l'américium
curium 244		il donne du plutonium 239 en quantité 5 fois supérieure aux pertes de retraitement
curium 245		il donne à terme du neptunium mais en quantités faibles

Le neptunium est donc le plus abondant des actinides mineurs avec 800 kg/an, dont une part non négligeable provient de la décroissance du plutonium 241, de l'américium 242 et du curium 245. L'américium total représente en première approximation 400 kg/an, en tenant compte des phénomènes de décroissance. Quant au curium, on peut le considérer comme disparaissant dans la durée au profit des deux autres actinides mineurs. Au total c'est donc plus d'une tonne d'actinides mineurs qui est formée dans le combustible.

En première approximation, on peut considérer que la quantité de produits de fission et d'activation à vie longue est de 2 tonnes.

Par ailleurs, l'on peut se poser la question légitime de savoir si le recours au Mox augmente ou non la quantité d'actinides mineurs. La réponse est positive, ainsi que l'indique le tableau ci-après.

Tableau 37 : production d'actinides mineurs (kg/Twhé) pour un réacteur chargé avec un combustible soit standard soit Mox ^{77( * )}

kg/Twhé	après la sortie du réacteur		après 3 ans		après 10 ans
	UOx	Mox	UOx	Mox	UOx	Mox
neptunium	2	0,5	2	0,5	2	0,5
américium	0,5	6,6	1,1	10	2,4	17
curium	0,13	3,0	0,08	2,0	0,03	1,5
total	2,6	10	3,2	13	4,4	19

Mais l'évaluation des quantités produites ne saurait suffire pour avoir une appréciation complète de la réalité. En effet, la radioactivité contenue dans les actinides mineurs et les produits de fission et d'activation à vie longue est phénoménale : ces éléments sont au total responsables de plus de 95 % de la radioactivité totale, quelle soit , et . Le tableau suivant présente la décomposition de la radioactivité totale des déchets issus du retraitement des combustibles, dans le cas de l'usine UP3-800 de La Hague.

Tableau 38 : la radioactivité des différents types de déchets et en particuliers des verres contenant les produits de fission et les actinides mineurs ^{78( * )}

contenu des déchets	Produits de Fission et Actinides mineurs	Coques et embouts	Déchets technologiques B	Boues de précipitation	Déchets technologiques A
Forme physique	verres	ciments	blocs de béton		blocs de béton
Catégorie	C	B	B	B	A
volumes prévus à la conception (en litre par tonne d'uranium après conditionnement mais sans surconteneur)	30	600	1700	30	3800
volumes en 1995 (même unité que ligne précédente)	130	600	150	0	?
volumes prévus en 2000 (même unité que ligne précédente)	130	150	150	0	?
pertes en uranium dans tous les déchets	0,12 %
pertes en plutonium dans tous les déchets	0,12 %
% activité	99,5	0,4	0,1
% activité ,	97,6	2,3	0,1

S'agissant de la toxicité, les données sont claires. Comme on l'a vu dans le chapitre précédent, la contribution du plutonium est prépondérante sur toute l'échelle de temps. Quant à celle des produits de fission à vie longue elle est très modeste, encore que leur solubilité et leur vitesse de migration soient considérablement plus élevées que celles des actinides.

Le tableau suivant indique la radiotoxicité d'un combustible REP stocké dans l'état, c'est-à-dire dans l'hypothèse du stockage direct. Les radiotoxicités des différentes composantes sont indiquées en Sv. Il comprend également les déchets générés dans le cycle du combustible : résidus miniers, uranium appauvri issu des opérations d'enrichissement, uranium issu des opérations de retraitement. Les chiffres sont données par Twhé, c'est-à-dire qu'ils sont ramenés à la quantité d'électricité produite. Pour avoir une évaluation globale, il suffit de se souvenir que la production annuelle d'électricité est d'environ 400 TWh.

Rappelons à titre indicatif et pour fixer les ordres de grandeur que les limites de dose annuelle sont actuellement de 50 mSv/an pour les travailleurs du nucléaire et de 5mSv/ an pour le public. La CIPR dans sa recommandation 60 souhaite qu'à partir de mai 2000, ces limites passent à 20 mSv/an en moyenne sur 5 ans pour les travailleurs du nucléaire et à 1 mSv/an pour le public ^{79( * )} .

Ce tableau, au demeurant fondamental , pose toute la question des priorités dans la gestion des déchets radioactifs.

Tableau 39 : composantes de la source de radiotoxicité potentielle et évolution avec le temps (pour un combustible REP UOx et un taux de combustion de 33 000 MWj/t) d'après ^{80( * )}

Sv/Twhé	1 000 ans	10 000 ans	100 000 ans	1 000 000 ans
résidus miniers	720 000	660 000	260 000	65
uranium appauvri	24 000	35 000	140 000	570 000
uranium de retraitement	21 000	48 000	220 000	140 000
plutonium, neptunium, américium, curium et produits de fission ensemble	310 000 000	77 000 000	4 000 000	380 000
contribution en % de chacun des éléments à la toxicité de la ligne précédente :
plutonium	90 %	97 %	93,6 %	69,4 %
neptunium	-	-	1,4 %	18,1 %
américium	9,2 %	2,5 %	2,9 %	9,4 %
curium	0,3 %	0,4 %	-	-
produits de fission à vie longue	0,0006 %	0,0024 %	0,034 %	0,13 %

Plusieurs remarques importantes doivent être faites sur la base de ce tableau.

La première qui porte sur le plutonium, a déjà été faite dans ce rapport mais mérite d'être rappelée. Le plutonium contribuant pour plus de 90 % à la radiotoxicité totale du combustible irradié, pendant une période de 100 000 ans, il est absurde de se préoccuper de la transmutation des actinides mineurs si le plutonium lui-même n'est pas éliminé dans du Mox ou dans des RNR.

La deuxième remarque est que les produits de fission contribuent potentiellement très peu à la radiotoxicité, à condition d'être emprisonnés suffisamment efficacement pour ne pas être emporté par les eaux souterraines.

La troisième remarque est qu'au-delà d'un million d'années, la radiotoxicité de l'uranium appauvri issu de l'enrichissement possède un impact supérieur à celui des actinides et des produits de fission à vie longue. Si l'on veut, par une ambition extrême, se préoccuper de cette échéance du million d'années, alors le cercle des recherches doit s'étendre à d'autres domaines non encore couverts.

La quatrième remarque est que l'ordre de grandeur de la toxicité des produits de fission à vie longue est proche de celui des résidus miniers. Il y a donc lieu de s'interroger sur l'ascension de ces derniers dans le palmarès des priorités de recherche.