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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 EDF76(*)

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 public79(*).

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.

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