Déchet radioactif - Définition

Un déchet radioactif est une matière radioactive classifiée comme déchet. Les déchets radioactifs sont essentiellement issus de l'utilisation de l'énergie nucléaire : médecine nucléaire, production d'énergie, propulsion navale ou fabrication d'armes atomiques. D'autres déchets radioactifs proviennent d'industries non nucléaires (extraction des terres rares par exemple) ou de l'utilisation passée d'éléments radioactifs dans l'industrie classique (paratonnerres à l'américium, peinture au tritium, etc.).

La plus grande partie des déchets radioactifs proviennent de l'industrie électronucléaire qui utilise et génère des matières radioactives dans les différentes étapes du cycle du combustible nucléaire. La stratégie de cycle diffère selon les pays et les périodes : le combustible irradié (dont uranium et plutonium) est soit considéré comme une matière valorisable (recyclage partiel des isotopes fissiles) soit comme un déchet (stockage direct).

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).

Nature et classification des déchets radioactifs en France

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 calculé à partir de la demi-vie 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.

A partir des critères internationalement reconnus, différents types de déchets ont été défini par l'Autorité de Sûreté Nucléaire, chacun nécessitant une gestion différente :

• les déchets de haute activité (HA) 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 activés 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.

La loi française du 28 juin 2006 distingue les matières radioactives des déchets radioactifs. Les rejets d'effluents liquides et gazeux sont régis par des autorisations spécifiques. La gestion des résidus miniers, qui ne sont pas des déchets radioactifs mais relèvent du droit minier, est elle aussi encadrée par des normes de radioprotection du public. Dans le cadre de la stratégie de traitement des combustibles usés, l'uranium appauvri, l'uranium dit "de traitement" (ou de retraitement), le MOX usé, etc ne sont pas des déchets mais des matières valorisables.

En France, selon l'industrie nucléaire, la production de déchets radioactifs française est d'environ 1 kg par an et par habitant. Selon le Réseau Sortir du Nucléaire, il faudrait multiplier par 50, 100 ou plus la quantité annoncée pour approcher de l'ordre de grandeur réel. Cette estimation s'appuie sur une autre définition du déchet radioactif, incluant des matières qui ne sont pas classées comme déchet au regard de la loi française : combustible usé (plutonium et uranium), uranium appauvri et résidus miniers. En ce qui concerne les déchets de haute activité, le processus de séparation sélective, via le traitement à La Hague, puis de vitrification produit des colis de déchets d'un volume de l'ordre de 100 m3 par an dans le cas français, avec une réduction d'un facteur de 5 au moins par rapport aux concepts à l'étude dans le cas du stockage direct des combustibles usés.

Déchets de haute et moyenne activité à vie longue

Les déchets de haute activité sous forme chimique solide et stable (généralement des oxydes) sont bloqués dans une matrice vitreuse. Ils dégagent de la chaleur et sont donc entreposés dans des installations ventilées sur les sites de la Hague et de Marcoule.

La France n'a pas encore défini de mode de gestion de long terme pour les déchets à haute activité et à vie longue. La loi Bataille du 30 décembre 1991 a organisé les recherches jusqu'en 2006 pour étudier trois axes de recherche :

• séparation chimique et transmutation,
• stockage en couche géologique profonde définitif ou réversible,
• entreposage de longue durée en surface ou subsurface.

Le stockage en couche géologique profonde est étudié par l'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra). La loi du 28 juin 2006 confirme ce rôle de l'Andra et lui demande d'étudier la mise en service industriel d'un stockage réversible en couche géologique en 2025.

Jusqu'en 2006, les deux autres axes de recherche ont été confiés par la loi Bataille au CEA. La loi du 28 juin 2006 transfère à l'Andra la responsabilité des études sur l'entreposage.

Déchets de faible et moyenne activité

Les déchets FMA sont destinés à être stockés en France sur un site de surface. Ils sont d'abord solidifiés pour éviter la dispersion de la radioactivité, puis enrobés de béton, de résine ou de bitume pour éviter toute possibilité de réaction chimique et bloquer le déchet dans son conteneur. Ils sont finalement placés dans des conteneurs métalliques ou en béton, de bonne résistance mécanique et manipulables sans dispositions particulières de radioprotection.

Les conteneurs sont stockés en surface dans deux sites de l'Andra, aménagés pour le stockage de ces déchets :

• le Centre de stockage de la Manche situé sur la commune de Beaumont-Hague, qui a accueilli les colis de déchets à partir de 1969, et est rempli depuis 1994. Il est aujourd’hui en phase de surveillance.
• le Centre de stockage de l'Aube situé sur la commune de Soulaines-Dhuys, qui accueille depuis 1992 les déchets français pour environ 40 ans. Sa capacité de stockage est de 1 million de m³, les fûts étant écrasés pour diminuer les volumes. Il est aujourd'hui en phase d'exploitation.

D'autres sites nucléaires français contiennent des déchets radioactifs de cette catégorie : Cadarache, Pierrelatte, ...

Déchets de très faible activité

Les déchets TFA, principalement issus du démantèlement, sont compactés et conditionnés en big-bags ou en caissons métalliques. Ils sont rangés dans des alvéoles creusées dans l'argile, dont le fond est aménagé pour recueillir d'éventuelles eaux infiltrées pendant toute la durée du stockage.

Depuis octobre 2003, certains colis de déchets TFA sont stockés en surface dans le centre de stockage de Morvilliers.

D'autres sites nucléaires détiennent ces déchets, notamment les centrales arrêtées de Brennilis et Superphénix.

Déchets radifères et déchets graphites

Les déchets graphites sont essentiellement des déchets (non produits à l' heure présente) qui proviendront du démantèlement des premières centrales CEA et EDF (filière graphite gaz). Ces déchets sont peu actifs mais ont une durée de vie longue. Par ailleurs, les déchets radifères sont émetteurs de radon, ce qui implique des contraintes d'exploitation (ventilation notamment) au cours de leur traitement . L'étude du conditionnement des déchets radifères et graphites est en cours.

Il est envisagé de stocker ces déchets en subsurface (quelques mètres de profondeur sous le niveau naturel, implanté dans une formation argileuse de très faible perméabilité) ou en profondeur (ancien puits de mine par exemple).

En attendant, ces déchets sont entreposés sur place, notamment dans les réacteurs arrêtés de type Uranium Naturel Graphite Gaz de Chinon, Marcoule, Saint-Laurent et Bugey.

Production et gestion des déchets radioactifs en France

Producteurs et détenteurs de déchets radioactifs en France

La production de déchets radioactifs est majoritairement le fait de l'industrie électro-nucléaire, devant la recherche, l'armée et les industries non nucléaires : irradiation médicale, extraction minière, centrales à charbon, etc. Les déchets de haute activité à vie longue sont essentiellement produits par l'industrie électro-nucléaire.

En France : plus de 1000 sites sont répertoriés détenteurs de déchets radioactifs (incluant toutes les catégories décrites ci-avant). Ces déchets sont répartis sur les sites suivants :

• Les dépôts : centres de stockage Andra, entreposages de l'industrie nucléaire ou de l'armée ;
• Les installations nucléaires en exploitation : centres d'études, centrales nucléaires, usines du cycle du combustible ;
• Les installations nucléaires qui ne sont plus en activité ;
• Les établissements de la Défense nationale : centres d'études, de production ou d'expérimentation de la force de dissuasion ;
• Les établissements utilisant des radionucléides : domaines médical, industriel et recherche ;
• Les établissements industriels manipulants ou ayant manipulé des matières radioactives.

Principe de gestion des déchets radioactifs en France

La France n'a pas encore défini de mode de gestion pour tous les déchets. La loi Bataille du 30 décembre 1991 organisait les recherches jusqu'en 2006, année au cours de laquelle une nouvelle loi (28 juin) affirme la complémentarité de l'entreposage et du stockage en couche géologique profonde.

En application du principe pollueur-payeur, la gestion des déchets est de la responsabilité du producteur. En application de la circulaire DGS/SD 7 D/DHOS/E 4 n° 2001-323 du 9 juillet 2001, les déchets radioactifs font l'objet d'une demande d'enlèvement à l'IRSN (Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire). Pour permettre leur prise en charge, les demandes des producteurs de déchets sont accompagnées d'une description détaillée des caractéristiques du déchet lui-même et de son conditionnement.

L’Andra (Agence Nationale pour la Gestion des Déchets Radioactifs) conçoit et exploite les filières de stockage adaptées à chaque catégorie de déchets radioactifs. Cela se traduit par la collecte, le conditionnement, le stockage et la surveillance des déchets. Depuis la loi du 28 juin 2006, l'Andra a également en charge l'entreposage de longue durée. La gestion des déchets et des matières radioactives fait l'objet d'un plan national revu tous les 3 ans : le plan national de gestion des matières et déchets radioactifs (PNGMDR).

Aspects économiques de la gestion des déchets radioactifs en France

La Cour des comptes a rendu en janvier 2005 un rapport sur "le démantèlement des installations nucléaires et la gestion des déchets radioactifs". Ce rapport s'intéresse notamment au financement de la gestion des déchets radioactifs. Les conclusions sont nuancées entre les 3 grands producteurs de déchets français. La Cour des Comptes indique que EDF ne dispose à la date de remise du rapport que d'un "embryon d'actifs dédiés par rapport à la masse à financer". Les financements du CEA montrent des lacunes, tandis qu'Areva semble anticiper correctement les charges futures.

En France, les déchets TFA et FMA-VC sont pris en charge par l’Andra dans des centres de stockage de surface. Les coûts de construction, d’exploitation et de fermeture de ces centres sont évalués par l’Andra, puis rapportés à la quantité de déchets stockés. Ces coûts sont ré-évalués périodiquement. Pour les déchets de très faible activité stockés dans le centre de stockage de Morvilliers, le coût s’élève à 270 €/tonne ^[1]. Selon la Cour des Comptes, ce tarif pourrait s’élever dans le cas de la prise en charge de déchets de nature plus complexe. Les déchets de faible et moyenne activité à vie courte sont pris en charge dans les centres de la Manche jusqu’en 1994 et de l’Aube depuis. Les coûts de stockage sont en 2002 de 2 529 € par m3. Les charges fixes représentent environ 80 % du coût total.

Le financement de la gestion de ces déchets est réalisé par un paiement du producteur de déchets à l’Andra au moment de la livraison du colis. Cependant, en vertu du respect du principe pollueur-payeur, l’Andra ne devient pas propriétaire du déchet. Au terme du contrat pluri-annuel, la ré-évaluation du coût du stockage conduit à une révision du coût au colis et si nécessaire à des paiements complémentaires pour les colis déjà transférés.

Le financement de la gestion des déchets à vie longue est réalisé à travers la constitution de provisions dédiées au sein des comptes des producteurs de déchets. Ce mode de financement permet de respecter pleinement le principe pollueur-payeur, mais fait reposer la garantie du financement sur les producteurs de déchets. Jusqu'en 2006, la vérification de l’adéquation entre le montant et la nature des provisions et le coût du stockage est réalisée par la Cour des Comptes. À ce titre, en 2005 elle publie un rapport avec les conclusions suivantes :

• les sociétés du groupe Areva disposent d’un niveau d’actifs dédiés, que l’on peut estimer suffisant ;
• EDF, du fait de son endettement, ne dispose que d’un embryon d’actifs dédiés par rapport à la masse à financer et tout repose sur sa capacité à disposer d’actifs suffisants ;
• au CEA, deux fonds spécifiques ont été créés : un fonds pour les installations civiles par affectation d’une partie des dividendes et du capital d’Areva et un fonds pour les installations défense : le premier devra être ajusté aux besoins, tandis que le second est toujours en gestation.

La loi du 28 juin 2006 sur la gestion durable des matières et déchets radioactifs précise les modalités d'évaluation du coût du stockage, du montant des provisions à constituer par les producteurs de déchets ainsi que les moyens de contrôle. La réévaluation des provisions est réalisée tous les 3 ans, avec une mise à jour annuelle si nécessaire. Le coût du stockage est évalué par l'Andra qui fournit une estimation au Ministre. La conversion de ce coût en provisions à passer au bilan des producteurs de déchets est réalisée par leurs commissaires aux comptes. Une Commission nationale d’évaluation du financement des charges de démantèlement des installations nucléaires de base et de gestion des combustibles usés et des déchets radioactifs est instituée par la loi du 28 juin 2006 avec la responsabilité d'assurer le contrôle des provisions des producteurs de déchets. La constitution du panel d'actifs dédié à la couverture des charges de démantèlement et de gestion des déchets radioactifs devra être réalisée dans un délai de 5 ans après la promulgation de la loi.

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 évoqués ci-dessus.

Pour s' en tenir au cas de la France (la situation diffère assez peu d'un pays mettant en oeuvre l'énergie nucléaire pour produire de l' électricité à l' autre )on distingue 3 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 (dit aussi déchets de type C)
• Les déchets technologiques liés au procédé de fission de l' atome (dit aussi déchets de type B)
• Les autres déchets d'origine diverses (dit aussi déchets de type A)

Déchets liés au procédé de fission de l'atome proprement dit

(on appelle aussi ces déchets: déchets de type C)

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 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 on ne sait pas qu' en faire en l'état actuel des techniques , mais les choses sont en évolution sur ce point, cf un développement complémentaire ci-après)

Pour la France la quantité des déchets radioactifs "de procédé" -pour la production d' électricité- est la suivante : Produits de fission (PF: quantité nette = 68 tonnes/an = 1,1 g / an / habitant Actinides mineurs (AMin): quantité nette = 1,85 tonne/ = 0,035 g/an/habitant Un fois conditionnés dans du verre et emballés la masse nette produite est grossièrement 5 fois supérieure soit donc :

• PF = 340 tonnes/an = 10 g /an/habitant
• AMin = 9,3 tonnes / an = 0,15 g/an/habitant

Les volumes sont les suivants: entre 100 m3/an et un grand maximun de 240 m3/an dépendant des performances du procédé de vitrification et de la taille des emballages (ceci comprend les PF et les actinides) soit donc un maximum de 0,004 litre / 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 possible pour réduire un peu les quantités ci-dessus il est clairement exclu que les quantités de déchets du procédé strictement dit puissent être significativement réduites, les quantités "conditionnées emballées" peuvent sans doute l'être davantage mais au-delà d'un facteur 2à3 par rapport aux quantités actuellement produites cela semble vraiment très difficile et pratiquement exclu.

Déchets "technologiques" directement liés au procédé de fission

Ces déchets sont généralement assez fortement radio-actif(on les appelle aussi déchets de type B). Par exemple typiquement les tubes en zirconium dans lesquelles se trouve le combustible lorsqu'il est en réacteur ou certaines structures des réacteurs ou usine spécialement radioactifs. Le volume total de ces déchets technologiques de type B dans la situation finale de conditionnement (emballage définitif compris) est de l'ordre de 4500 m3/an ( = 0,075 litre/an/habitant); la masse sur la base d'une densité estimée de 2,5 est de 1800 tonne/(= 30 g/an/habitant) Bien que des efforts soient faits et faisables il semble exclu qu'on puisse diviser par plus de 3à5 les quantités ci-dessus

Les autres déchets technologiques divers liés à l'exploitation des centrales et usines

On les appelle également: déchets de type A (produits chimiques, tenues de travail, outils, bétons ferrailles etc ...) . Il s'agit là de substances très diverses dont certaines ne sont pratiquement pas radioactives mais se trouve classées "déchets" simplement parce qu'elles proviennent d'un site ou d'un bâtiment ou d’un local réputé contenir de la radioactivité (on appelle cela le " zonage déchet " sur les sites nucléaires).

Le volume est le suivant: actuellement 15000 m3/an (0,25 litre/an/habitant) il y a quelques années 30000 m3/an (0,5 litre/an/habitant) (EDF maîtrise beaucoup mieux son procédé maintenant qu'il y a 20 ans) La masse est voisine de 1000 - 10 - 30 = 940 g/an/habitant = 56400 tonnes/an ) De gros efforts ont été faits par EDF et sont encore possible pour réduire le volume et la masse de ces déchets, ceci explique très clairement les réductions de production annoncées par EDF (on a même parlé d' un facteur 5 !!). Il est difficile de fixer un seuil minimal en deçà duquel il sera impossible de descendre, en outre il est clair que si des ennuis d' exploitation sont rencontrés les quantités peuvent également ré augmenter transitoirement CE

Les produits de fission (PF) et actinides mineurs (AMin) générés dans les réacteurs nucléaires

Nature des produits de fission (PF) générés dans les réacteurs nucléaires

Pour l’ essentiel, la fission de l’ atome d’uranium 235 (235 nucléons + 1 neutron provoquant la fission) génère deux atomes instables de taille inégale + 2 ou 3 neutrons : Le nombre de nucléons des atomes instables produits va de - 78 à 109 nucléons pour la première partie (le 1er atome instable) - et de 125 à 155 pour l’autre partie ( le 2ème atome instable)

A l’intérieur de ce total, la majorité des atomes instables produits (probabilité de formation du nucléon > 0,5 % , le total représentant plus de 97 % des PF formés) vont de - 84 à 105 nucléons pour la première partie (le 1er atome instable) - et de 129 à 149 pour l’autre partie ( le 2ème atome instable)

L’atome d’uranium fissionné + le neutron provoquant la fission comportent initialement 92 protons et 143+1 neutrons dont 2,5 sont émis quasiment instantanément lors des fissions. Dès lors les deux atomes instables formés lors de la fission contiennent au total : - 92 protons - 141,5 neutrons qui se répartissent entre les deux atomes instables formés On peut voir ainsi que les deux atomes instables formés contiennent un nombre excessif de neutrons par rapport aux radio-isotopes stables (entre 3 et 5 neutrons "de trop" par rapport à la stabilité.

Une fois les premiers instants post fission passés ou des neutrons dits "retardés" peuvent se trouver émis (quelques secondes post l'instant de la fission), les corps instables formés lors de la fission vont progressivement rallier la situation de stabilité par émissions successives d’ électrons (rayonnement bêta) accompagnées de rayonnements électromagnétiques correspondant aux différents niveaux d’énergie du cortège électronique desdits atomes

Il est important de noter qu’au cours du ralliement vers la situation stable –sauf cas rarissimes- le nombre total de nucléons des atomes instables initialement formés ne change pas ; seul le nombre de protons augmente par transformation successive de neutron en proton avec émission d’un électron à chaque fois et libération d’énergie sous forme de rayonnement gamma

Ces considérants un peu techniques expliquent pourquoi les PF sont - très généralement émetteurs bêta - trés souvent émetteur gamma - rarement émetteurs alpha et uniquement en résultante d’une désintégration d’ émetteur bêta débouchant sur un corps quasi stable existant à l’ état de nature lui-même émetteur alpha

A noter également que les fissions du plutonium 239 formés se produisent pas exactement les mêmes proportions d' atomes des différents types, même si les ordres de grandeurs sont grossièrement les mêmes. Ce explique pourquoi il est souvent trés difficile d'expliquer simplement la nature et surtout les quantités de corps formés par fission dans l' ensemble des réacteurs et pour toutes les énergies (ou usures) des combustibles utilisés.

Compte tenu des éléments ci-dessus les produits de fission de période supérieure à 10 ans qui se trouvent -à terme- contenus dans les verres du stockage géologique sont en définitive les suivants :

- Environ 73 % du total des atomes formés lors de la fission des PF sont des corps solides stables ou des résidus des corps de période inférieure à 10 ans qui disparaissent rapidement à échelle historiquement gérable et dont la liste n’ est pas tracée ici.

- Environ 10 % du total des atomes formés lors de la fission sont des radio-isotopes naturels de période supérieure à 100 milliards d’ années ; ce sont :

• Le néodyme 144 pour en gros 3,2 % des atomes initialement formés par fission émetteur alpha
• Le zirconium 96 pour en gros 3,2 % des atomes initialement formés par fission très certainement émetteur béta
• Le rubidium 87 pour en gros 1,36  % des atomes initialement formés par fission émetteur béta
• Les samariums 147 et 149 pour en gros 1,85 % des atomes initialement formés par fission émetteur alpha

Bien qu’ émetteurs alpha pour certains ces corps ne sont pas spécialement gênants car:

• Leur activité est très faible
• Le dégagement de chaleur et d’hélium est également très faible

ils peuvent de facto être considérés comme des corps stables

- Environ 7 % du total des atomes formés lors de la fission sont des radio-isotopes à vie moyenne de période supérieure à 10 ans et inférieure à 100 ans ; ce sont :

• Le césium 137 de période 30,2 ans pour en gros 3,2 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta gamma
• Le strontium 90 de période 28,1 ans pour en gros 2,9 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta gamma
• Le krypton 85 de période 10,8 ans pour en gros 0,2 % à 0,7 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta, ne se retrouve pas dans le stockage géologique mais séparé à l’ usine de retraitement de La Hague (*)
• Le samarium 151 de période 93 ans pour en gros 0,24 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta
• Enfin, pour être complet, on doit mentionner l’ étain 121 métastable période 76 ans et le cadmium 113 métastable période 14 ans qui sont produits à hauteur de moins de 0,01 % des PF initialement formés

A noter que seuls le samarium 151 période 93 ans (0,24 % des atomes initialement formés par fission) et pour mémoire l’étain 121 métastable période 76 ans (moins de 0,01%) peuvent être considérés comme à la limite d’une gestion historique humaine.

(*)Le Krypton 85 est un rejet gazeux de l' usine de La Hague. A ce titre il a fait évidemment l' objet d'un nombre assez important d' études précises et de mesure des quantités produites par fission et rejetées qui conduisent à des rejets significativement inférieurs aux quantités qu' on peut déduire des rendements de fission Suivant les rendements de fission, la quantité de krypton 85 produite lors des fissions serait donc sensiblement de 68 000 * 0,002 * 85 / 116,8 = 100 kg/an grossièrement alors même que la comptabilisation des réjets gazeux ne boucle bizarrement pas le bilan.

http://www.laradioactivite.com/pages/07_nucleaire/02_ret_comb/02_effluents.htm

http://www.sfen.org/fr/societe/environnement/rejetsrad.htm

- Environ 10 % du total des atomes formés lors de la fission sont des radio-isotopes à vie très longue qui représentent véritablement la radioactivité résiduelle à long terme due aux produits de fission, ils sont au nombre de 7 ; ce sont

• Le zirconium 93 de période 1,5 millions d’ années pour en gros 3,2 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta, sachant qu'une quantité complémentaire nettement plus faible est formée par irradiation neutronique du zirconium des gaines dont un infime partie est adjointe au produits de fission du fait du procédé de cisaillage des gaines éffectué à l' usine de La Hague
• Le césium 135 de période 3 millions d’ années pour en gros 3,2 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta
• Le technétium 99 de période 212 mille ans pour en gros 3,0 % des atomes initialement formés émetteur bêta
• L’ iode 129 de période 18 millions d’années pour en gros 0,49 % des atomes initialement formés émetteur bêta
• L’étain 126 de période 100 000 ans pour en gros 0,10 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta
• Le palladium 107 de période 18 millions d’années pour en gros 0,05  % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta
• Le sélénium 79 de période 65 000 ans pour en gros 0,02 % des atomes initialement formés par fission émetteur bêta

Pour ces corps dont la durée de vie est sans rapport avec les échelles de temps historiques la solution nominale actuelle consiste à les confiner dans une matrice adaptée (mélangés aux autres PF ci-dessus) et les placer au stockage géologique Des études et évaluations économiques sont en cours pour examiner dans qu’elles conditions il est possible de transmuter ces 7 corps en corps à vie courte

Quantités de produits de fission générés dans les réacteurs nucléaires électrogènes français (masses et volumes)

Les quantités de PF produites par les réacteurs électrogènes français sont les suivantes :

1,06 gramme d' atomes lourds fissionnés (majoritairement de l' uranium 235) représente en gros 1 MWjour de chaleur produite, Donc dans le cas de la France , on fissionne par an en gros:

- 58 (tranches) *1000 (MWélectrique en moyenne par tranche) * 3 (rendement) * 365,25 (jours/an) *1,06 = 67 628 000 grammes d'atomes lourds fissionnés - ça fait donc 68 tonnes de produits de fission/ an et 1,1 gramme de produit de fission par an et par habitant (il n 'est pas physiquement possible qu 'il en aille autrement ...)

Un fois conditionnés dans du verre et emballés en conteneur étanche en acier inoxydable, la masse totale produite est grossièrement 6à7 fois supérieure; soit donc :

PF conditionnés en vue du stockage géologique = 440 tonnes/an = 7,4 g /an/habitant

L’ estimation ci-dessus est majorante , d’autres évaluations plus précises donnent plutôt 4,5 g / an / habitant, conditionnement et emballage compris, mais l’ ordre de grandeur est correct

Sur la base d'une densité moyenne de 3, le volume correspondant est de 150 m3/an soit 0,0025 litre / an / habitant

Nature des actinides mineurs (AMin) générés dans les réacteurs nucléaires électrogènes français

Pour simplifier l'exposé -au niveau du présent wikipedia on appelle "actinides" tous les corps simples comportant un nombre de nucléons supérieur ou égal à 230. On appelle "actinides majeurs" l' uranium, le plutonium (et le thorium pour mémoire); on dit "majeurs" parce que ces corps sont potentiellement utilisables dans les réacteurs. Les autres actinides sont dits "mineurs"

Dans les réacteurs nucléaires à eau sous-pression tels qu’ils existent en France des corps de nombre nucléons supérieurs à 235 sont formés suites aux captures de neutrons par les gros atomes présents qui ne donnent pas lieu à fission (les fissions "ratées" en quelque sorte). Outre le plutonium un certain nombre d’actinides mineurs sont ainsi formés.

Ce sont les corps suivants: neptunium – américium – curium.

Ils se trouvent mélangés aux PF à l’issue du traitement de séparation chimique de l’ uranium et du plutonium fait à l’ usine de La Hague et dans la solution nominale actuelle, ils se trouvent -à terme- dans les verres mélangés à l' ensemble des PF solides.

On distingue :

D’une part les AMin à vie moyenne pour environ 35 % du total qui sont les suivants :

- L’américium 241 émetteur alpha de période 458 ans pour environ 32 % du total des AMin formés,

- Le curium 244 émetteur alpha de période 17,6 ans pour environ 3,1 % du total des AMin formés,

- L’américium 242 métastable de période 152 ans pour environ 0,1 % du total des AMin formés,

- Ces AMin à vie moyenne sont considérés comme gênants pour les raisons suivantes :

• Leur contribution à la chaleur dégagée n’est pas négligeable

• La production d’hélium associée est néfaste à la cohésion du verre

• Le rayonnement est alpha

- Des réflexions et travaux de recherche sont en cours actuellement pour décider de la meilleure façon de traiter ces AMin à vie courte ou moyenne et notamment l’ américium 241 prépondérant

D’autre part les AMin à vie longue pour environ 65 % du total qui sont les suivants :

• Le neptunium 237 émetteur alpha de période 2,14 millions d’ années pour environ 50 % du total des AMin formés

• L’américium 243 émetteur alpha de période 7 370 ans pour environ 14,5 % du total des AMin formés,

• Le curium 245 émetteur alpha de période 9 300 ans pour environ 0,17 % du total des AMin formés,

• Le curium 246 émetteur alpha de période 5 500 ans pour environ 0,03  % du total des AMin formés,

Ces AMin à vie longue posent pas réellement de problème au niveau du stockage géologique et sont traités de façon similaire aux 7 PF à vie longue évoqués ci-avant

Quantités d' actinides mineurs (AMin) produites dans les réacteurs nucléaires électrogènes français (masses et volumes)

Les actinides mineurs représentent grossièrement

• en masse environ 2,8 % de l’ ensemble PF + AMin

• en nombre d’ atomes formés environ 1,4% du total PF + AMin

Soit donc quantité nette = 0,028 * 68 = 1,85 tonne/an = 0,031 g/an/habitant

Un fois conditionnés dans du verre et emballés, la masse totale produite est grossièrement 6à7 fois supérieure soit donc :

Actinides mineurs conditionnés en vue du stockage géologique = 12,1 tonnes / an = 0,2 g/an/habitant

Le volume produit est confondu avec celui correspondant aux PF évoqué ci-dessus

Volume des déchets

En France, le scénario privilégié en 2006 par EDF est le retraitement de l’ensemble des matières valorisables, à court terme sous la forme de MOX et d’URE (Uranium de REtraitement), à plus long terme dans des réacteurs nucléaires avancés soumis à R&D. Dans ce cadre, l’Andra produit l’inventaire des déchets à fin 2004.

Volume de déchets radioactifs à fin 2004 en m³ équivalent conditionné (France)^[2]

Type de déchet	Volume
HA-VL	1 851
MA-VL	45 518
FA-VL	47 124
FMA-VC	793 726 (dont 695 048 stockés)
TFA	144 498 (dont 16 644 stockés)
Sans catégorie	589
Total	1 033 306 (dont 711 692 stockés)

En France, l’inventaire de l’Andra évalue ces stocks (à fin 2004).

Volume de matières radioactives valorisables à fin 2004 (France)^[3]

Type de matière	Volume
Stock d’uranium appauvri issu des usines d’enrichissement	240 000 t
En-cours d’hexafluorure d’uranium dans les usines d’enrichissement	3 100 t
Combustible en utilisation dans les centrales EDF (tous types), en tonnes de métal lourd	4 955 t
Combustibles usés à l’oxyde d’uranium EDF en attente de traitement, en tonnes de métal lourd	10 700 t
Uranium de traitement enrichi (URE)	200 t
Mixtes Uranium - Plutonium (MOX)	700 t
Uranium de retraitement (part française EDF, AREVA, CEA)	18 000 t
Combustible du réacteur Superphénix (part française)	75 t
Combustible du réacteur EL4 de Brennilis (propriété CEA et EDF)	49 t
Plutonium non irradié, d’origine électronucléaire ou recherche (part française)	48,8 t
Combustibles de recherche du CEA civil	63 t
Combustibles de la Défense	35 t
Thorium (stocks du CEA et de RHODIA)	33 300 t
Matières en suspension (stock de RHODIA)	19 585 t

Les matières utilisées pour la fabrication des armes ou au titre de stocks stratégiques sont couvertes par le secret-défense. Elles ne sont donc pas recensés dans l’inventaire français réalisé par l’Andra.

Déchets radioactifs hors de France

Déchets radioactifs en Belgique

Selon les estimations basées sur les données disponibles au 1er 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^[4] 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.

Déchets radioactifs en Suisse

Les 5 centrales nucléaires suisses produisent annuellement 700 kg de plutonium. La Suisse envoie son combustible irradié dans les usines de retraitement de la Hague en France et de Sellafield en Angleterre.

NAGRA exploite depuis 2001 une installation d'entreposage à Würenlingen (ZWILAG) et envisage un stockage géologique dans le granite ou dans l'argile.

Un laboratoire de recherche est en service dans l'argile du Mont-Terri dans le Jura.

• http://www.nagra.ch
• http://www.mont-terri.ch

Déchets radioactifs aux États-Unis

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

Un stockage géologique dans une couche de sel (WIPP - Waste Isolation Pilot Plan) 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

Déchets radioactifs en Allemagne

La recherche d'un site de stockage géologique est en cours. Diverses expérimentations ont eu lieu à Gorleben (couche de sel), Konrad (mine de fer), Asse, etc

Déchets radioactifs en 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/

Déchets radioactifs en 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)

Déchets radioactifs au Japon

Deux laboratoires sont en cours de réalisation :

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

Déchets radioactifs en Finlande

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

Déchets radioactifs au 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

Déchets radioactifs en Slovaquie

Aspects économiques de la gestion des déchets en 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.

Eléments historiques et divers

L' immersion des déchets radioactifs 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 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 USA (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.

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.

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'environnment que par la nature des radioéléments rejetés. ^{[réf. nécessaire]}

Le réacteur naturel d' Oklo

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

L'envoi des déchets radioactifs dans le soleil

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 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 etles AMin

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

• La quantités: 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'huie 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 posent 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. 50kg de Plutonium ( à 82% du Pu 238) sont donc dans l'espace, sans espoir de retour. Mais l'envoi de déchets dans l'espace semble être une perspective lointaine, devant faire face à un certains nombres de difficultés, notamment liées au coût d'une telle entreprise.

Notes et références