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II. LES RÉACTEURS NUCLÉAIRES DU FUTUR

Afin de préserver le savoir-faire français dans le domaine de l'énergie nucléaire, il apparaît indispensable d'intensifier les efforts de recherche dans ce secteur. Face à l'échéance de 2006 fixée par la loi de 1991, les recherches sur la transmutation des déchets nucléaires revêtent une importance particulière.

A. LE REDÉMARRAGE DE PHÉNIX

Comme votre rapporteur pour avis l'avait noté dans son avis budgétaire de l'année dernière, l'autorité de sûreté s'apprêtait alors à autoriser le redémarrage du réacteur Phénix, situé à Marcoule, afin de poursuivre les recherches sur la transmutation des déchets nucléaires à vie longue, qui constitue l'un des trois axes de recherche fixé par la loi de 1991. En effet, le CEA a terminé les travaux de mise en conformité du réacteur Phénix, exigés par l'Autorité de sûreté nucléaire, et les installations ont fait l'objet de multiples examens et inspections. Ces travaux ont conduit l'Autorité de sûreté à autoriser la reprise du fonctionnement en puissance en décembre 2002. Les équipes du CEA, qui exploitent le réacteur ont procédé, par paliers, aux étapes préparatoires à la remontée en puissance, telles que le remplissage des deux circuits secondaires en sodium, le chargement du coeur du réacteur avec de nouvelles expériences de transmutation, la requalification des barres de commande ainsi que d'autres vérifications.

Au total, le réacteur a repris son fonctionnement en puissance le 15 juin 2003, ce qui va permettre d'y réaliser des expériences de transmutation de déchets nucléaires à vie longue. Le programme expérimental, qui comporte six cycles d'irradiation, devrait durer jusqu'en 2008.

Votre rapporteur pour avis note que la reprise du fonctionnement de Phénix est un événement important pour les recherches effectuées afin de réduire la toxicité des déchets à vie longue issus de la production électronucléaire, en les transformant en éléments à vie plus courte. Du fait de ses caractéristiques de réacteur à neutrons rapides, Phénix est en effet le seul outil expérimental européen qui permette de réaliser, dans des conditions représentatives, des expériences de transmutation des déchets à vie longue. Si la faisabilité scientifique de telles réactions a été démontrée depuis plus de quinze ans, Phénix apportera des réponses indispensables quant à leur faisabilité technologique, comme par exemple celles relatives au comportement sous irradiation des dispositifs de transmutation. Par ailleurs, le réacteur Phénix constitue un outil de première importance dans le cadre du programme international « Génération IV ». Les futurs réacteurs seront conçus afin d'être économes dans leur consommation d'uranium et aptes à brûler leurs propres déchets. De par sa spécificité, Phénix permettra d'approfondir la maîtrise de l'exploitation de la filière à neutrons rapides refroidie au sodium, qui est l'une des six options retenues dans le programme « Génération IV ».

Toutefois, selon les dernières informations obtenues par votre rapporteur pour avis, des défaillances, qui ne concernent pas la partie nucléaire du réacteur et qui n'engagent en rien les conditions de sûreté nucléaire, compromettraient la poursuite de ce redémarrage. Dans le cas, que votre rapporteur pour avis espère improbable, d'une indisponibilité définitive, les expérimentations relatives à la transmutation ne pourraient s'effectuer que dans un réacteur à neutrons rapides japonais ou russe. Si les autorités étaient obligées de recourir à cette extrémité, cela démontrerait, une fois de plus, le caractère contestable de l'arrêt du réacteur Superphénix, décidé par le précédent gouvernement pour des raisons tenant plus à des considérations politiques que scientifiques ou économiques.

B. VERS LA CONSTRUCTION DE L'EPR

Selon un constat largement admis, le programme de renouvellement du parc électro-nucléaire devrait intervenir au cours de la période 2010-2020. Le souci de maintenir la possibilité de recourir à l'option nucléaire à l'échéance de ce renouvellement demande que soient conservées les compétences d'étude et les moyens de fabrication les plus stratégiques. C'est pourquoi, votre rapporteur pour avis estime que la décision de construire un modèle du réacteur EPR7(*), de manière à qualifier cette « centrale de référence » en prévision du renouvellement du parc et de l'exportation, doit être prise rapidement.

Votre rapporteur pour avis note, au surplus, que telle est la conclusion du rapport de MM. Birraux et Bataille, élaboré au premier semestre 2003, au nom de l'Office Parlementaire des choix scientifiques et technologiques8(*). Ce rapport affirme notamment que pour disposer d'une garantie pour sa production d'électricité à l'horizon 2010-2015, la France doit engager sans délai la construction d'un démonstrateur tête de série EPR, pour disposer, au moment de l'arrêt des premiers réacteurs, d'un réacteur testé, prêt à être construit en série. Il appartiendra alors à l'industrie de prouver l'avenir et la compétitivité à long terme de l'EPR. Votre rapporteur pour avis souscrit totalement à cette analyse et ne peut que réaffirmer la nécessité de décider rapidement de s'engager dans la construction d'un premier exemplaire de l'EPR, dont l'utilité est évidente pour assurer, le moment venu, le renouvellement du parc nucléaire. Dans l'hypothèse d'une durée de vie de 40 ans des centrales actuelles, la décision de construire un démonstrateur EPR doit pouvoir être prise dans des délais rapprochés afin de disposer d'un premier retour d'expérience d'ici à 2010.

C. LE FORUM INTERNATIONAL « GÉNÉRATION IV »

Une coopération internationale

Lancée en 2000 par le département américain à l'énergie (Department of energy - DOE), l'initiative Génération IV regroupe une dizaine de pays et a pour objet le développement de systèmes nucléaires innovants à l'échéance de 2030.

Le principe fondateur de ce forum est la reconnaissance par les dix pays qui en sont membres9(*) des atouts de l'énergie nucléaire pour satisfaire les besoins croissants en énergie dans le monde, dans une perspective de développement durable et de prévention des risques de changement climatique. D'autres pays pourraient, à terme, rejoindre cet effort de recherche, notamment la Fédération de Russie. Ce principe est d'ailleurs inscrit dans la charte du forum et se concrétise par une volonté commune de créer un cadre de recherche international pour définir et permettre le déploiement de systèmes nucléaires de quatrième génération au plus tard en 2030. Les systèmes qui seront développés dans ce cadre devraient permettre des avancées notables en matière de compétitivité économique, de sûreté, d'économie des ressources en uranium et de réduction de production de déchets radioactifs à vie longue.

Les objectifs du Forum

La première étape des travaux du forum a été de fixer les objectifs d'un système de quatrième génération. Quatre objectifs principaux ont été définis pour orienter les recherches :

- favoriser le développement durable (le système devra être économe en ressources naturelles et le cycle de combustion devra être respectueux de l'environnement par la minimisation des déchets en masse et de la radioactivité) ;

- produire une énergie compétitive sur le plan économique (le coût de production par kWh devra être faible et attractif par rapport aux autres sources d'énergie, mais aussi le coût d'investissement, ce qui constitue l'une des faiblesses actuelles des réacteurs de forte puissance) ;

- les réacteurs devront être sûrs et fiables (à ce titre, il sera nécessaire de limiter, autant que possible, les besoins d'évacuation de personnes extérieures au site, quelle que soit la cause et la gravité de l'accident) ;

- être résistants vis à vis de la prolifération et susceptibles d'être aisément protégés contre des agressions extérieures.

Par ailleurs, pour assurer leur succès, les nouveaux réacteurs devront s'ouvrir de nouveaux marchés grâce à de nouvelles applications comme la production d'hydrogène ou le dessalement d'eau.

L'identification des systèmes les plus prometteurs, vis-à-vis des objectifs décrits ci-dessus, commencée en octobre 2000, s'est achevée en octobre 2002 avec la publication d'un document de synthèse qui définit les travaux de recherche et développement à mener pour les prochaines décennies. Deux phases principales y sont identifiées. La première, dite de « faisabilité », s'efforcera de lever les verrous technologiques à caractère rédhibitoire. La seconde, qualifiée de « phase de performance », visera l'optimisation des projets qui auront franchi la première phase. Les organismes de R&D y joueront un rôle essentiel et il est prévu une participation importante des universités et des industriels. Pour les systèmes qui auront franchi les deux premières étapes, la suivante, celle du déploiement, sera prise en charge par les industriels.

Cette feuille de route étant disponible, les travaux en cours du Forum concernent l'organisation, la mise en place et le suivi de cette R&D qui sera répartie entre les différents pays. Pour cette étape, il reste à définir les mécanismes de répartition des tâches, de financement et de gestion de la propriété industrielle. Il convient également d'examiner dans quelles conditions de nouveaux pays pourront s'associer à ces travaux en cours de route.

Les concepts retenus

Sur une centaine de propositions, six concepts ont été retenus par le Forum.

LES SIX CONCEPTS SÉLECTIONNÉS PAR LE FORUM INTERNATIONAL

 

signification et principales caractéristiques

remarques

I. Réacteur à eau légère

SCWR

SuperCritical Water cooled Reactor

réacteur refroidi à l'eau supercritique

? Puissance : 1 500 MWe

? Version 1 : spectre thermique avec cycle du combustible ouvert

? Version 2 : spectre rapide avec cycle fermé

II. Réacteur à très haute température refroidi au gaz

VHTR

Very High Temperature gas cooled Reactor system

? Puissance : 600 MWe

? Neutrons thermiques

? Se situant dans le prolongement des réacteurs modulaires PBMR et GT-MHR, le VHTR devrait opérer à 1000-1200 °C contre 850 °C pour les précédents

? Cycle ouvert selon certains experts mais possibilité de brûler du plutonium et certains actinides mineurs, selon d'autres experts

III. Réacteurs à neutrons rapides

SFR

Sodium cooled Fast Reactor system

? Puissance : 150 - 500 MWe

? Ce réacteur constitue une évolution des réacteurs EBR-II (Etats-Unis), Phénix et Superphénix (France) et Monju (Japon)

? Cycle du combustible fermé

GFR

Gas cooled Reactor system

? Puissance : 288 MWe

? Ce réacteur à spectre rapide, refroidi à l'hélium, utilise une turbine à cycle direct

? Cycle du combustible fermé

LFR

Lead cooled Fast Reactor system

? Puissance : 120 - 400 MWe

? Ce réacteur à spectre rapide est refroidi au plomb ou au plomb bismuth, une technologie maîtrisée par la Russie

? Cycle du combustible fermé

IV. Réacteur à sels fondus

MSR

Molten Salt Reactor system

? Puissance : 1000 MWe

? Neutrons thermiques

? Cycle du combustible fermé

Source : Rapport de MM. Bataille et Birraux, op.cit

Au sein des six projets de réacteurs sélectionnés, trois d'entre eux concernent des réacteurs à spectre rapide. Deux versions du modèle « SCWR » (seul représentant de la filière des réacteurs à eau), à spectre thermique ou à spectre rapide, ont été retenues. Deux modèles de réacteur (GFR et VHTR) de la gamme « gaz » seront également étudiés, le second étant fortement orienté vers la production d'hydrogène. Au total votre rapporteur pour avis note que, sur les six modèles de réacteurs définis, l'aspect « nucléaire durable » semble avoir été le plus déterminant. En outre, les projets les plus innovants se sont trouvés pénalisés en raison d'incertitudes importantes concernant leur définition et la possibilité de lever les difficultés technologiques pour leur réalisation. Dans cette classe de systèmes nucléaires, le choix final s'est porté sur le réacteur à sels fondus, notamment pour ses caractéristiques intéressantes vis à vis de la gestion des actinides.

Au sein de ces projets, la France est plus particulièrement investie sur les réacteurs à gaz (VHTR, GFR) car le gaz porté à de hautes températures produit de très bons rendements, même si ces concepts nécessitent encore des améliorations technologiques, tenant notamment à la densité du combustible ou à la résistance des matériaux.

Au total, votre rapporteur pour avis constate que ces réacteurs de quatrième génération ne pourront être déployés et exploités, au mieux, qu'à partir de 2035. Ce calendrier conduit donc, une fois de plus, votre rapporteur pour avis à noter qu'il est impossible, dans ce contexte, de faire l'économie de la mise en service des réacteurs de troisième génération, et donc de lancer très rapidement la construction de l'EPR.

* 7 European Pressured-Water Reactor

* 8 Rapport n° 832, 290, 2003-2004, de MM. Christian Bataille et Claude Birraux, fait au nom de l'Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques, « La durée de vie des centrales nucléaires et les nouveaux types de réacteurs ».

* 9 Afrique du Sud, Argentine, Brésil, Canada, Corée du Sud, Etats-Unis, France, Japon, Royaume-Uni, Suisse.

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