6 questions pour mieux comprendre la gestion des déchets radioactifs de haute activité
En France, le combustible utilisé dans les réacteurs nucléaires pour produire de l’électricité est retraité afin de récupérer les matières radioactives valorisables. Les résidus ultimes qui ne peuvent être valorisés deviennent alors des déchets radioactifs. Les plus radioactifs d’entre eux constituent les déchets de haute activité ou « déchets HA ». Que sont-ils exactement ? Et comment les gérer ? Réponses en 6 volets.
D’où proviennent les déchets de haute activité ?
© Orano
Historiquement, la France a fait le choix de retraiter le combustible nucléaire usé à des fins militaires afin d’extraire le plutonium. L’usine d’extraction de plutonium de Marcoule (Gard) est mise en service en 1958 (elle est aujourd’hui en démantèlement), suivie de l’usine de retraitement de La Hague (Manche) en 1966.
Dans les années 1970, la politique française réoriente les opérations de retraitement du combustible usé vers le nucléaire civil. Objectif : extraire les matières valorisables, uranium et plutonium, pour fabriquer de nouveaux combustibles pour les centrales nucléaires. Aujourd’hui, l’usine de La Hague, exploitée par Orano, retraite le combustible usé des centrales nucléaires françaises, mais également de réacteurs nucléaires étrangers(1).
(1) Le stockage en France de déchets radioactifs en provenance de l’étranger étant strictement interdit, les déchets issus du retraitement du combustible usé sont systématiquement renvoyés dans leurs pays d’origine.
L'assemblage de combustible nucléaire
Un assemblage de combustible nucléaire de réacteur type REP (réacteur à eau pressurisée, utilisé en France) regroupe un ensemble de crayons constitués d'un tube de zirconium dans lequel sont empilées des pastilles d'oxyde d'uranium (combustible UOX) ou d’oxyde mixte uranium-plutonium (combustible MOX).
Les assemblages sont constitués d’une structure comprenant un pied, une tête (appelés embouts inférieur et supérieur) et de tubes guides sur lesquels sont fixées notamment les grilles de maintien des crayons.
© Orano, LARRAYADIEU ERIC
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© Orano, LOCOMOTIV PRODUCTION
© Orano, HELSLY CEDRIC
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Une fois son utilisation au sein du réacteur nucléaire terminé, le combustible dit usé est extrait. Il présente un niveau de radioactivité associé à un dégagement de chaleur très important. Il est alors nécessaire de l’entreposer dans des piscines de refroidissement, dans les centrales, pour lui donner le temps de diminuer suffisamment son dégagement de chaleur, en lien avec la décroissance radioactive(2). Quand le combustible est suffisamment refroidi, il est transporté vers l’usine de La Hague où il est de nouveau entreposé en piscine, en attendant d’être retraité (voir images ci-dessus).
Lors des opérations de retraitement, les assemblages de combustible sont cisaillés et les bouts de crayons avec les pastilles d’oxyde usées (cf. encadré ci-dessus) sont dissouts dans une solution d’acide nitrique. Les matières valorisables sont récupérées et le reste constitue des déchets radioactifs : déchets de moyenne activité à vie longue (MA-VL) pour les constituants métalliques du combustible (bouts des crayons cisaillés, appelés coques, et embouts) ; déchets de haute activité (HA) pour les éléments radioactifs de la solution de dissolution qui ne peuvent pas être réutilisés(3).
(2) Pour devenir stable, les atomes radioactifs vont se désintégrer en expulsant un morceau de leur noyau ou un électron. La radioactivité décroit ainsi au fil du temps.
(3) Certains déchets technologiques ou sources radioactives sont également des déchets HA mais ils représentent seulement 0,5 % de l’inventaire total en déchets HA.
Pour approfondir n°1
Introduit dans le cœur d’un réacteur nucléaire à eau pressurisée, le combustible constitué d’uranium (uranium 235, fissile(4), et uranium 238) est soumis à un intense flux de neutrons qui casse le noyau des atomes. On parle de « fission nucléaire ». Cette fission libère d’autres neutrons ainsi qu’une grande quantité d’énergie, sous forme de chaleur. Les neutrons libérés vont percuter d’autres noyaux d’uranium et de plutonium et ainsi de suite : c’est la réaction en chaîne.
La chaleur dégagée est récupérée par l’eau qui passe dans le réacteur au travers des assemblages de combustible (on parle du circuit primaire) ; cette eau chaude cède ensuite sa chaleur à une autre eau (on parle de circuit secondaire) qui est ainsi transformée en vapeur dans un générateur de vapeur. C’est cette vapeur qui entraîne une turbine et son alternateur pour produire de l’électricité. Après 3 ou 4 ans d’utilisation en moyenne, le combustible est « usé » : il ne peut plus suffisamment entretenir la réaction en chaîne dans le cœur du réacteur nucléaire et ne fournit donc plus de l’énergie de manière performante. Il est retiré du réacteur pour être remplacé par du combustible neuf. La gestion d’un cœur de réacteur nucléaire s’effectue de façon fractionnée : 1/4 à 1/3 des assemblages de combustible sont remplacés tous les 1 à 2 ans.
(4) C’est-à-dire qu’il peut se casser en deux noyaux plus petits, sous l’effet d’un neutron.
Que sont-ils exactement ?
Le passage en réacteur du combustible nucléaire génère des éléments radioactifs très variés. Une grande partie (95 %) est de l’uranium qui peut faire l’objet d’un nouvel enrichissement en vue de la fabrication de nouveau combustible. Une autre partie (1 %) est du plutonium, qui s’est formé dans le réacteur, et qui peut être utilisé dans la fabrication d’un nouveau combustible appelé MOX(5). Les 4 % restant constituent les déchets HA que sont les produits de fissions et les actinides mineurs.
Les produits de fissions représentent la majeure partie des déchets HA (4 %). Ce sont les atomes radioactifs issus notamment de la fission de l’uranium 235 présent dans le combustible nucléaire. Leur décroissance radioactive est variable : de la seconde à des milliers d’années selon les éléments radioactifs. Néanmoins, l’activité des produits de fission, dans leur ensemble, décroît rapidement (les plus dangereux étant à vie courte) et leur niveau de radioactivité rejoint celui du minerai d’uranium en quelques centaines d’années.
Les actinides mineurs (0,1 %) sont issus des atomes d’uranium qui ont capturé des neutrons. Leur décroissance radioactive est généralement très longue. L’activité des actinides mineurs, dans leur ensemble, décroît ainsi plus lentement que les produits de fissions et reste importante durant une très longue période.
(5) Le MOX est actuellement employé dans un tiers des réacteurs du parc nucléaire français, et produit environ 10 % de notre électricité.
Source : CEA
Les déchets HA combinent donc la présence de produits de fission et d’actinides mineurs qui évoluent au fil du temps. Lorsque l’activité radiologique des produits de fission à vie courte a fortement décru après quelques centaines d‘années, la contribution des actinides mineurs à la radioactivité des déchets HA devient prépondérante.
Les déchets HA émettent ainsi plusieurs milliards de becquerels(6)par gramme au moment de leur production(7) – et peuvent rester dangereux très longtemps pour certains (jusqu’à plusieurs centaines de milliers d’années). Les déchets HA émettent également de la chaleur qui décroît dans le temps suivant la décroissance radioactive des éléments radioactifs : le dégagement de chaleur décroît ainsi d’un facteur deux tous les 30 ans durant les premières centaines d’années, passant ainsi d’environ 2000 watts lors de la fabrication à environ 500 à 400 watts après environ 60 à 80 ans.
(6) Unité pour mesurer la radioactivité : nombre de désintégrations par seconde.
(7) À l’autre bout du spectre, les déchets radioactifs de très faible activité (TFA) ont généralement une activité radiologique inférieure à 100 becquerels par gramme.
Les déchets HA, en chiffres
de la radioactivité de l'ensemble des déchets radioactifs
du volume total des déchets radioactifs
sont déjà produits
Pour approfondir n°2
Les déchets HA (produits de fission et actinides mineurs) sont caractérisés par une grande hétérogénéité : certains atomes radioactifs ont des noyaux légers, d’autres très lourds, l’activité radiologique de certains décroît bien plus vite que d’autres, etc.
Les produits de fission ont des noyaux trop riches en neutrons pour être stables. Ils sont très radioactifs, et cherchent à retrouver leur stabilité par une suite de désintégrations. L’activité radiologique peut diminuer relativement rapidement comme pour l’iode 131 ou le césium 137 qui ont une demi-vie(8) respectivement de 8 jours et de 30 ans. Pour d’autres, cette durée est beaucoup plus longue, comme le technétium 99 (demi-vie de 213 000 ans)
La formation d’actinides mineurs est relativement rare, d’où leur appellation courante d’actinides « mineurs ». Plus lourds et moins mobiles que les produits de fission, les actinides mineurs sont plus aisés à confiner dans un lieu défini. On en compte trois principaux :
- le neptunium 237. Il a une activité radiologique assez peu importante parmi les éléments radioactifs de haute activité, mais qui dure longtemps : sa demi-vie est de 2,15 millions d’années ;
- le curium 244. Il contribue à environ 60 % de l’activité radiologique des actinides mineurs dans un combustible usé qui sort tout juste d’un réacteur. Son activité radiologique disparaît à l’échelle du siècle car sa demi-vie est de 18 ans ;
- l’américium 241. Il présente une activité radiologique importante et une demi-vie est de 432 ans. Passé le demi-siècle et jusqu’à quelques milliers d’années, son activité représente l’essentiel de l’activité globale des déchets HA.
(8) Temps nécessaire pour que la moitié des atomes se désintègrent naturellement.
Comment sont-ils gérés aujourd’hui ?
Les déchets HA sont piégés dans une matrice de verre, par un procédé de vitrification, c’est-à-dire qu’ils sont mélangés à haute température avec une pâte vitreuse puis coulés dans des conteneurs en acier inoxydable (inox). L’ensemble constitué du conteneur et du verre contenant les éléments radioactifs constitue un colis de déchets HA.
Ces colis de déchets vitrifiés, d’environ 180 litres chacun, sont alors entreposés dans des bâtiments en béton ventilés, la circulation de l’air assurant l’évacuation de la chaleur produite.
L’entreposage des colis de déchets HA se fait actuellement à l’usine d’Orano à La Hague (voir images ci-dessous), pour la très grande majorité, mais également sur l’installation du CEA de Marcoule, en particulier pour les colis issus du retraitement du combustible de l’ancienne filière de réacteurs nucléaires français (uranium naturel graphite gaz, UNGG). Fin 2020, on comptabilisait en France environ 4 190 m³ de déchets HA issus de l’industrie électronucléaire française.
L’entreposage relève d’un principe dit de « sûreté active », c’est-à-dire nécessitant une intervention humaine (maintenance, surveillance) pour garantir son bon fonctionnement. C’est donc une solution de gestion provisoire pour les déchets HA, contrairement au stockage qui repose sur un dispositif de sûreté passive après sa fermeture.
© Orano, LARRAYADIEU ERIC
Pour approfondir n°3
Le saviez-vous ?
La vitrification a été développée dans plusieurs installations exploitées par le CEA, dont l’installation pilote Piver aujourd’hui arrêtée. Elle a été ensuite mise en œuvre industriellement dans les trois ateliers suivants : l’atelier de vitrification de Marcoule (AVM), démarré en 1978 et arrêté en 2012, les ateliers de vitrification R7 et T7 de l’usine de retraitement de La Hague, démarrés respectivement en 1989 et 1992. Dès les débuts du retraitement du combustible usé en France, les déchets HA ont été vitrifiés. Le procédé a cependant évolué entre les premières installations de vitrification et celles en service aujourd’hui. Le volume des colis de déchets de Piver est par exemple d’environ 60 litres, 175 litres pour ceux de l’AVM.
Quelle solution sur le très long terme pour gérer les déchets de haute activité ?
Les déchets HA ne peuvent pas être stockés en surface ou à faible profondeur compte tenu des risques qu’ils représentent pour l’Homme et pour l’environnement, du fait de la durée de leur dangerosité. Les stocker en profondeur est la solution de gestion pour le très long terme retenue par la France, mais aussi à l’international. L’Andra est donc chargée de mettre en œuvre le projet Cigéo qui vise à les stocker, à environ 500 mètres de profondeur, à la frontière de la Meuse et de la Haute-Marne, dans une couche d’argile (Callovo-Oxfordien) qui s’est formée il y a 160 millions d’années et stable depuis plusieurs millions d’années. Elle est reconnue pour sa très faible perméabilité et sa capacité à confiner les éléments radioactifs sur le très long terme.
Les colis de déchets HA y seront progressivement acheminés une fois que Cigéo sera mis en service et que la chaleur dégagée par ces colis aura suffisamment décru pour pouvoir être accueillis dans le stockage. À leur réception, les colis seront placés dans des conteneurs de stockage en acier avant d’être acheminés vers l’installation souterraine pour être placés dans des alvéoles de stockage, de longs micro-tunnels d’environ 150 m, creusées dans l’argile.
Le projet Cigéo est conçu pour prendre en charge l’ensemble des déchets HA qui ont été produits et qui seront produits par les installations nucléaires existantes, jusqu'à leur démantèlement, ainsi que celles qui disposent de leur autorisation de création, comme l’EPR de Flamanville. Cela représente de l’ordre de 10 000 m³ de déchets HA.
Pour approfondir n°4
La profondeur du stockage, sa conception, la nature de la roche argileuse dans laquelle il est implanté et la stabilité de la géologie permettent d’isoler les déchets vis-à-vis des activités humaines et des événements naturels en surface (comme l’érosion ou les glaciations) sur le très long terme.
Malgré la diversité des produits de fission et des actinides mineurs qui constituent les déchets HA, la couche géologique du Callovo-Oxfordien va permettre de retarder et de limiter leur migration jusqu’à la surface. Par exemple, l’eau présente naturellement dans les pores de la roche circule très lentement : une goutte d’eau parcourt environ quelques centimètres en 100 000 ans. La migration des éléments radioactifs se faisant principalement par diffusion dans ces pores, le processus est très lent. La couche géologique permet également le piégeage de l’essentiel des éléments radioactifs, notamment les actinides.
Les actinides sont ainsi piégés dans le stockage ou ne migrent que sur environ quelques mètres dans la couche du Callovo-Oxfordien, sur le million d’années. Seuls quelques éléments radioactifs mobiles et à vie longue pourraient migrer sur le très long terme, de manière lente (pas avant une centaine de milliers d’années) et diluée dans le temps, sans impact toutefois sur l’Homme et l’environnement.
Que font les pays étrangers ?
© Posiva
Le stockage géologique est reconnu à l’international comme la solution de référence pour la gestion à très long terme des déchets les plus radioactifs. La plupart des pays utilisant l’énergie électronucléaire ont initié ou envisagent un stockage en profondeur. Pour les pays ne retraitant pas leur combustible nucléaire usé, celui-ci constitue un déchet radioactif en tant que tel.
Avec la France, la Finlande et la Suède sont les pays les plus avancés sur ce sujet. Tous deux stockeront leurs combustibles usés encapsulés dans des conteneurs en cuivre, dans une roche granitique. Le stockage géologique finlandais est prévu à 437 mètres de profondeur, sur l’île d’Olkiluoto. Les travaux de construction sont en cours et la mise en service est envisagée vers 2025. La Suède prévoit son stockage géologique à 500 mètres de profondeur, à Forsmark. L’autorisation de construction de l’installation a été donnée par le gouvernement suédois début 2022. La mise en service est envisagée à l’horizon 2030/2035. Les autres pays producteurs d’électricité nucléaire (Canada, Suisse, Belgique, Royaume-Uni, Allemagne, Chine, Russie, etc.) prévoient des stockages géologiques en exploitation au-delà de 2040.
Pour approfondir n°5
Les formations géologiques pour le stockage en profondeur des déchets les plus radioactifs peuvent être diverses. L’argile, et le granite, voire le sel, sont celles retenues majoritairement. Chaque pays peut s’adapter en fonction de ses spécificités géologiques.
Avant de retenir l’implantation de Cigéo dans la formation géologique argileuse du Callovo-Oxfordien, l’Andra a mené en parallèle ses recherches pour un stockage dans l’argile et dans le granite. Ailleurs dans le monde, la Suisse a par exemple fait le choix de l’argile, tandis que les projets de stockage géologique finlandais et suédois sont prévus dans le granite.
En définitive, la conception d’un stockage géologique de déchets radioactifs tient compte de la nature de la roche, des caractéristiques du site et des déchets considérés.
Y a-t-il des alternatives à Cigéo à l’étude ?
© École polytechnique – J.Barande
Aujourd’hui, environ 42 % des déchets HA, vitrifiés et conditionnés en colis en inox, sont déjà produits. Pour le futur, une production moindre de déchets HA est à l’étude, via notamment le développement de procédés de transmutation des déchets à vie longue, plus particulièrement les actinides mineurs.
Le principe de la transmutation est de transformer des radionucléides à période radioactive très longue en éléments stables ou en éléments radioactifs à période plus courte. Cette solution pourrait être utilisée en complément du stockage géologique pour réduire la toxicité et la quantité de certains déchets radioactifs destinés à Cigéo.
Le recours à la transmutation pourrait être envisagé en parallèle du développement des réacteurs de 4e génération (réacteurs à neutrons rapides) : il s’agit de séparer les actinides mineurs du reste des éléments radioactifs du combustible usé puis de les bombarder de neutrons afin que leurs noyaux en absorbent ou se cassent. Ce procédé pourrait avoir lieu soit en incorporant les actinides mineurs à transmuter au combustible des nouveaux réacteurs (mode homogène), soit en les concentrant dans des assemblages spécifiques placés en périphérie du cœur (mode hétérogène).
D’autres études visent à coupler le réacteur avec un accélérateur de particules (projet belge Myrrha) ou avec un laser de haute puissance (projet du prix Nobel de physique Gérard Mourou).
Reste que ces solutions ne sont pas encore opérationnelles à l’échelle industrielle : différents procédés de séparation des actinides mineurs sont encore à étudier et leur mise en œuvre à grande échelle reste à démontrer. Quant à la transmutation, elle ne sera ni réalisable à l’échelle industrielle dans un avenir proche, ni applicable aux déchets déjà produits et conditionnés. Ces solutions sont donc à envisager comme complémentaires au stockage géologique.
Pour approfondir n°6
Dans le cadre du plan d’investissement « France Relance », mis en place par l’État, un appel à projets pour l’innovation dans la gestion des matières et déchets radioactifs a été lancé en 2021. Doté d’une enveloppe de 75 millions d’euros, il couvre trois axes de recherche dont l’un d’eux concerne le développement des solutions alternatives et complémentaires au projet de stockage géologique.
Cet axe doit permettre d’étudier notamment la réduction de la radiotoxicité des déchets destinés à être stockés en couche géologique profonde ou à réduire l’emprise du centre de stockage Cigéo.