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Approvisionnement électrique : l'Europe sous tension (rapport)

 

3. Assurer la pérennité de l'option nucléaire

Les développements précédents conduisent votre mission d'information à préconiser, conformément aux orientations retenues par la loi POPE du 13 juillet 2005, le maintien de l'option nucléaire ouverte, gage de sécurité d'approvisionnement.

Une telle affirmation suppose une réflexion prospective sur les technologies nucléaires qui seront amenées à être utilisées dans un avenir proche. Bien que relativement jeune par rapport à la moyenne mondiale (21 ans en moyenne contre 23 années et 10 mois134(*)), le parc nucléaire français135(*) se distingue par le fait que ses réacteurs ont massivement été mis en service dans des délais très resserrés : sur les 63,3 GW de puissance installés, 44 GW l'ont été entre 1980 et 1990.

Sur la base d'une durée de vie de quarante années, notre pays est confronté dès aujourd'hui à la question du renouvellement de son parc nucléaire136(*) puisque, dans ce cas de figure, treize réacteurs seraient arrêtés avant 2020, puis vingt-quatre réacteurs supplémentaires avant 2025.

Les scénarios de renouvellement dépendent de la puissance nucléaire dont la France souhaite disposer à un horizon de 40 ans. Le rapport de nos collègues députés Claude Birraux et Christian Bataille rappelait ainsi qu'EDF avait étudié trois hypothèses : 60 GW, 50 GW et 40 GW, ce qui représente respectivement 80 %, 66 % et 55 % de la consommation de base en 2020.

En s'appuyant sur l'hypothèse « 50 GW en 2050 », l'étude arrivait à la conclusion qu'il était nécessaire de commencer à renouveler le parc à partir de 2020 à hauteur de 2 000 MW en moyenne par an, et d'installer 25 GW de réacteurs EPR d'ici à 2035 puis, entre 2035 et 2050, 25 autres GW de réacteurs de quatrième génération, si cette technologie est opérationnelle à cette date. Ce scénario conduit à porter la durée moyenne de vie des réacteurs actuels à 48 ans (49 ans dans le scénario à 60 GW). Si le renouvellement commence en 2025, l'étude met en évidence la nécessité d'installer 15 GW d'EPR entre 2025 et 2035, pour une durée de vie moyenne du parc actuel de 52 ans (54 ans dans le scénario à 60 GW).

Les hypothèses de renouvellement du parc reposent donc sur deux paramètres : la puissance nucléaire souhaitée à un horizon donné et la durée de vie des centrales actuelles.

Sur la base de ces scénarios, le rapport de l'OPECST concluait à la nécessité de mettre en service industriel des nouveaux réacteurs en 2020. Or, pour respecter ce calendrier, ses auteurs estimaient indispensable de disposer, en 2015, d'un retour d'expérience d'une durée de cinq ans sur un modèle démonstrateur afin que « les inévitables défauts de mise au point ou les défauts de jeunesse aient été corrigés ». En conséquence, ils se prononçaient en faveur de la mise en service, dans les délais les plus proches possibles, d'un réacteur démonstrateur EPR.

Votre mission d'information reste convaincue par cette analyse pour plusieurs raisons. Pour assurer le renouvellement du parc nucléaire en temps utile, il est tout d'abord nécessaire que des équipements de remplacement fiables soient disponibles au moment opportun. Or, attendre 2035 pour débuter le renouvellement du parc repose sur un double pari137(*) qu'elle juge risqué au regard de la sécurité d'approvisionnement.

D'une part, cette stratégie suppose que l'ASN autorisera les réacteurs à fonctionner au-delà d'une durée de quarante années, ce qui, sans être impossible, n'est pas garanti138(*). Même si le rapport de l'OPECST démontre que, sous certaines conditions, la prolongation de la durée de vie au-delà des quarante ans est envisageable, il n'en reste pas moins que la décision définitive appartiendra à l'ASN, qui rendra ses décisions au cas par cas, au regard de la situation de chaque installation nucléaire.

Or, les troisièmes visites décennales interviendront à partir de la fin de l'année 2009 pour les réacteurs les plus anciens139(*). Au total, entre la fin 2009 et fin 2011, ce sont 8 975 MW de puissance, soit environ 15 % du parc électronucléaire d'EDF, qui subiront leur troisième visite décennale, à l'issue de laquelle la prolongation de leur exploitation pour dix années

supplémentaires sera ou non autorisée. Par ailleurs, s'agissant de la prolongation de la durée de vie de 40 à 50 ans, le processus de décision de l'ASN comprend deux étapes, la première étant une décision de principe pour l'ensemble des réacteurs d'un palier et la seconde étant liée aux visites décennales. Dans ces conditions, l'ASN prendra une décision de principe sur la prolongation au-delà de 40 ans à partir de l'année 2010 sur la base des enseignements des troisièmes visites décennales.

Le second pari a trait à la certitude ou non de disposer en 2035 de réacteurs de quatrième génération opérationnels capables, au plan industriel, de produire de l'électricité de manière compétitive. Or, comme l'a souligné M. Alain Bugat, le calendrier140(*) de développement de la G IV est déjà tendu. Contrairement aux réacteurs à neutrons rapides qui ont été développés en France dans les années 1980141(*), le développement industriel de véritables réacteurs de quatrième génération est conditionné à plusieurs innovations dont la faisabilité reste à démontrer sur le plan scientifique. En effet, l'objectif de la génération IV n'est pas de rééditer des concepts antérieurs mais de déboucher sur des réacteurs du futur plus sûrs, plus économes en combustible et moins producteurs de déchets, et de limiter les risques de prolifération.

Comme l'a rappelé M. Alain Bugat, la première de ces innovations porte sur la possibilité de réaliser des inspections en service. Or, s'agissant des concepts de réacteurs G IV fonctionnant au sodium, une difficulté majeure doit être levée puisque l'opacité du sodium empêche la réalisation de ces inspections en service. La seconde innovation concerne l'élimination des risques liés à un possible contact entre le sodium et l'eau, qui serait explosif. La solution consisterait à ne plus utiliser d'eau pour le refroidissement et à faire fonctionner le système avec du sodium et du gaz. Or, les progrès sur ces deux sujets réclament encore plusieurs années de recherche. Au-delà de ces deux éléments, il convient également de développer le combustible adapté à ce type de réacteurs. Au total, le CEA estime que le caractère très innovant de ces réacteurs amène à prévoir, au minimum, une durée de développement d'une trentaine d'années et qu'il convient de pas sous-estimer les difficultés rencontrées dans la mise au point des différentes innovations, y compris sur une filière de réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium.

Ces deux incertitudes conduisent donc votre mission d'information à s'opposer vivement à toute décision qui tendrait à fonder exclusivement l'avenir du nucléaire français sur la quatrième génération de réacteurs. Dans ces conditions, la construction d'un réacteur EPR semble justifiée pour assurer la relève des centrales actuelles, dans l'attente de la mise en service des réacteurs G IV. Même si le réacteur EPR ne présente pas des caractéristiques aussi innovantes que celles attendues pour la quatrième génération, il apporte néanmoins des améliorations notables par rapport aux réacteurs actuels.

L'EPR présente tout d'abord un rendement énergétique supérieur (36 % contre 34 %) grâce à un meilleur de taux de combustion, ce qui diminue le volume des déchets. Il permet ainsi d'économiser 7 % de combustibles. Selon M. Alain Bugat, le chargement d'un réacteur EPR

pourra être entièrement composé de « mixed oxyde » (MOX), ce qui est fondamental en terme d'utilisation des matières valorisables, de réutilisation du plutonium et de non-prolifération. Au surplus, la teneur des combustibles usés en actinides est diminuée de 15 % par MWh produit, ce qui réduit sensiblement les déchets à haute activité radioactive à vie longue. Au plan économique, le réacteur EPR est plus puissant (1 600 MW) et plus compétitif que ses prédécesseurs car il a un coefficient de disponibilité142(*) de 91 % (à comparer avec un coefficient de 83,6 % pour le parc français en 2006) et une durée de vie de conception de 60 ans, même si, comme tout réacteur, il reste soumis à l'obligation de la visite décennale. Il présente enfin des améliorations notables en termes de sûreté (meilleure résistance aux risques de séismes et prévention renforcée des risques de fusion du coeur).

En définitive, votre mission d'information fait volontiers siennes les conclusions du rapport de l'OPECST. Tout d'abord, il lui paraît important de ne pas suivre la même stratégie que dans les années 1980, qui a vu la construction d'un grand nombre de réacteurs sur une courte période, avec le grave inconvénient qu'ils arrivent en fin de vie dans des temps très resserrés143(*). Or, ce risque ne serait pas à exclure si le renouvellement du parc était repoussé à 2035. Surtout, un remplacement lissé permet de diversifier les équipements de rechange, au fur et à mesure de l'apparition de nouvelles solutions techniques, en combinant l'innovation et des concepts éprouvés, ce qui est un gage de diversité et donc de sécurité d'approvisionnement.

* 134 Moyennes calculées par rapport à la date de mise en service industrielle. Le choix de la base de référence est important compte tenu du décalage existant entre la date du « premier béton », du premier couplage au réseau et de la mise en service industrielle.

* 135 59 réacteurs nucléaires répartis dans 21 centrales.

* 136 Une grande partie des explications suivantes se fonde sur le travail d'une haute qualité effectué par MM. Claude Birraux et Christian Bataille dans le rapport de l'Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques (OPECST) de mai 2003 sur la durée de vie des centrales nucléaires et les nouveaux types de réacteurs.

* 137 Selon l'expression de M. Bernard Dupraz, directeur général adjoint de la production ingénierie d'EDF.

* 138 Voir dans le tome II du présent rapport le courrier de M. André-Claude Lacoste, président de l'ASN.

* 139 Fessenheim, Tricastin et Bugey.

* 140 Disposer d'un réacteur prototype en 2020, selon le souhait formulé par le Président de la République lors de ses voeux aux forces vives de la Nation pour 2006.

* 141 Réacteurs Phénix et Superphénix.

* 142 Le coefficient de disponibilité est le taux de disponibilité moyen du parc nucléaire. Il est calculé en divisant la capacité de production réelle par la capacité de production théorique maximale.

* 143 Ce qui est qualifié « d'effet falaise ».