G@zette 123/124
SUPERPHENIX
Consultation Magnuc
Communiqu? du Premier Ministre

Info hebdomadaire Creys-MaIville (Is?re)
Semaine il au 17janvier 1993
Fonctionnement
     Maintien ? l'arr?t du r?acteur depuis le 3 juillet 1990 ? la suite de l'incident de pollution du sodium primaire.

Info hebdomadaire Creys-Malville (Is?re)

     Superph?nix. Mise en oeuvre des d?cisions gouvernementales arr?t?es le 29 juin 1992.

     Communiqu? du Premier Ministre, Pierre B?r?govoy, publi? le mercredi 23 d?cembre1992
     "Le Premier Ministre a proc?d? avec les Ministres concern?s ? un examen de la mise en oeuvre des d?cisions arr?t?es le 29 juin 1992 au sujet de Superph?nix: le rapport de l'autorit? de s?ret? a ?t? rendu public le 7 juillet 1992.
     M.Hubert Curien, Ministre de la Recherche et de l'Espace a remis le 17 d?cembre un rapport sur l'incin?ration des d?chets radioactifs. Il sera ?galement rendu public.
     Ce rapport conclut qu'il faut poursuivre les recherch?s techniques et l'?valuation ?conomique concernant les r?acteurs ? neutrons rapides. Ils apparaissent aujourd'hui comme la seule voie pour r?duire efficacement le stock de plutonium et d'autres actinides.

      L'?tude de l'incin?ration de ces produits radioactifs impose des exp?rimentations diversifi?es dans des r?acteurs tels que Superph?nix et Ph?nix. Superph?nix permettra en particulier de valider cette voie ? l'?chelle industrielle.
     L'exploitant NERSA a d?fini les travaux n?cessaires pour faire face aux feux du sodium. Il a ?labor? le dossier destin? ? l'enqu?te publique qui pr?voit la possibilit? d'incin?rer du plutonium et d'autres actinides. Aussi, conform?ment aux d?cisions du 29 juin, une enqu?te publique sera men?e d?s que possible, afin de permettre dans la plus grande transparence un d?bat contradictoire sur les garanties de s?curit? des installations. La publication du rapport de s?ret? et du rapport de M.Curien assure les conditions de la transparence et du d?bat. Au vu du dossier de l'exploitant et des observations rassembl?es pendant l'enqu?te publique, l'autorit? de s?ret? rendra un avis d?finitif sur le contenu des travaux n?cessaires et la s?ret? des installations.
     La d?cision du Gouvernement sera prise en fonction des conclusions de l'enqu?te publique et de l'avis de l'autorit? de s?ret?."
     L'instruction du dossier technique en cours ? la direction de la s?ret? des installations nucl?aires (DSIN) porte, dans un premier temps, sur l'analyse de modifications propos?es par l'exploitant en r?ponse aux demandes formul?es par l'autorit? de s?ret?.
     Une p?riode de travaux sera ensuite n?cessaire pour la r?alisation, apr?s leur approbation, des modifications li?es ? la s?ret?.
p.3a

Avis GSIEN sur le rapport remis le 17 d?cembre 1992
"Le traitement des produits de la fin du cycle ?lectronucl?aire et la contribution possible de Superph?nix"
     Les diff?rents rapports ?labor?s depuis 1977 sur 1e probl?me du cycle nucl?aire ont abouti ?:
     - la double tutelle (minist?re de l'Environnement et de l'Industrie) de la Direction de la S?ret? des Installations Nucl?aires (DSIN) permettant un meilleur traitement de la s?ret? du cycle.
     - l'ind?pendance de l'ANDRA.
     Cependant le probl?me des d?chets n'avait jamais ?t? pris en charge sauf au niveau des discours et des intentions.
     La loi du 31 d?cembre 1991 a fix? un cadre, qui vaut ce qu'il vaut mais qui a oblig? enfin ? cette prise en charge aussi bien par le l?gislatif que par les diff?rents partenaires.
     Les premiers d?crets parus seulement en janvier 1993 ont permis:
     - la nomination du m?diateur,
     - la mise en place des tutelles de l'ANDRA
     - la mise en place de nouvelles missions pour le CEA et l'IPSN.
     Il est donc dommage qu'un rapport ?labor? par des scientifiques sur le probl?me du traitement des d?chets ne soit pas un "pour et un contre" avec une conclusion claire. Tel quel ce texte intitul? "le traitement des produits de la fin du cycle ?lectronucl?aire et la contribution possible de Superph?nix" n'est qu'un plaidoyer pro domo et ne contribue pas ? l'?laboration d'une solution viable.
     Le probl?me des d?chets est l'un des probl?mes cruciaux du nucl?aire mais on ne peut lui trouver de solution si on ne tient pas compte de la s?ret? des installations qui elle, est essentielle pour limiter les volumes. Or ce rapport pr?tend utiliser Superph?nix pour tester des solutions de limitation de d?chets; mais d'une part cet outil n'est pas adapt? aux exp?rimentations et d'autre part les interrogations de la DSIN, ayant motiv? son mantien ? l'arr?t ne sont m?me pas mentionn?es:
     - les feux de sodium pulv?ris?,
     - la corrosion des structures internes lors des arr?ts pour v?rification qui induit qu'il faudra changer de technologie pour d'?ventuels nouveaux RNR.
     En cons?quence ce rapport ne peut ?tre utilis? pour red?marrer Superph?nix. Tout au plus peut-on ? sa lecture r??tudier les RNR mais alors il est pr?matur? de les utiliser pour r?soudre le probl?me des d?chets.
     Il ne r?pond pas aux ambitions de son titre mais pire il contribue ? brouiller les cartes et ? repousser la prise en charge des d?chets.		      1993 est une ann?e charni?re (et les pas ont ?t? bien petits entre 1975 et 1993)
     Il y a 14 ans Three Mile Island
     Il y a 7 ans Tchernobyl (Voir aussi dossier d?di? d'InfoNuc)
     Et 56 r?acteurs ou 57.000 MW? install?s sur le territoire fran?ais contre 111 ou 101.000 MW? aux USA. Nous sommes vraiment les deuxi?mes, les seront nous pour un accident avec rejet? Les USA ont arr?t? un r?acteur et concoctent l'arr?t de 12 autres apr?s des incidents dont la gravit?, ? leur avis, ne permet pas d'envisager une r?paration qui garantisse la s?ret? du r?acteur accident?. Que penser de nos g?n?rateurs de vapeur et de nos couvercles de cuve? Notre boulimie de kW risque de nous entra?ner sur une pente fatale.
     En 1975 le GSIEN avait appel? les populations ? ne pas accepter le programme nucl?aire pr?conis? par EDF sans:
     - un d?bat sur les besoins ?nerg?tiques de la nation,
     - une solution aux stockages des d?chets,
     - une transparence sur les incidents,
     - un organisme ind?pendant pour surveiller les installations nucl?aires.
     En 1993 le GSIEN appelle les populations ? se mobiliser pour que:
     - la politique ?nerg?tique soit enfin discut?e avec d'autres partenaires que EDF,
     - ? la lumi?re des divers accidents, on limite le recours au nucl?aire et ? terme on fasse un programme alternatif permettant son abandon,
     - la politique de stockage des d?chets ne soit pas limit?e aux d?chets de haute activit? mais que l'on tienne compte de tous les d?chets aussi bien nucl?aires que chimiques, en nocivit? et quantit?,
     - le probl?me des doses de rayonnement soit l'objet d'?tudes pluridisciplinaires et contradictoires,
     - les firmes du nucl?aire cessent de mener une politique qui engagent la nation sur des sentiers irr?versibles, type contrats de retraitement ou vente de courant,
     - le nucl?aire militaire fasse l'objet d'une ?tude s?rieuse au plan des d?chets, des rejets et de la quantit? de plutonium qu'il va finir par transmettre au civil.
Janvier 1993
p.3b
Groupement de Scientifiques pour l'Information sur l'Energie Nucl?aire
(janvier 1993)
Le rapport Curien et Superph?nix
1 - Bref historique
     Le rapport Curien (17 d?cembre 1992) concernant la fin du cycle du combustible et la possible contribution de Superph?nix ? la r?solution de cet ?pineux probl?me gagne pour sa compr?hension ? ?tre replac? dans son contexte, non seulement du programme ?lectronucl?ane de la France mais aussi de la pression permanente exerc?e par le lobby nucl?aire depuis 30 ans. Ce n'est que la traduction fran?aise de la formule qui se disait aux USA il y un demi si?cle: "ce qui est bon pour G?n?ral Motors est bon pour l'Am?rique".
     La probl?matique du r?acteur ? neutrons rapides s'inscrit dans "la grande coh?rence du programme ?lectronucl?aire fran?ais" (formule ?nonc?e deux fois dans le rapport Curien!).
     Il n'est pas inutile de rappeler que ce programme fut ? l'origine militaire:
     - les premiers r?acteurs ont ?t? con?us et fabriqu?s pour produire facilement du Pu de qualit? militaire (les piles plutonig?nes G1, G2, G3 ? Cadarache puis les graphites gaz Chinon, Saint Laurent, Bugey),
     - le proc?d? de retraitement choisi est celui qui permet de s?parer facilement le Pu,
     - les r?acteurs ? neutrons rapides permettent de produire dans leur couverture du Pu nec plus ultra (weapon grade disent les anglophones)
     L'ensemble du cycle existe sur le territoire fran?ais, de la mine, au traitement du minerai, en passant par le fa?onnage pour finir par le retraitement et les d?chets.
     Dans les ann?es 75-80, la grande ?poque du d?bat nucl?aire avec le lancement du programme Mesmer, 200 r?acteurs pour l'an 2000, un responsable du CEA, Mr. Sousselier nous pr?cisait que, dans la logique du programme, il ?tait pr?vu pour les ann?es 90 de construire autant de RNR[1] que de REP[2].
     Depuis les choses ont ?volu? ? la baisse, heureusement, nous n'en sommes "qu'?" 56 r?acteurs et seulement 2 RNR, Ph?nix et Superph?nix.
     Dans quel contexte ce rapport a-t-il ?t? demand? et r?dig?? Ca n'a jamais ?t? une pr?occupation majeure du minist?re de la recherche de mettre son nez dans le programme nucl?aire. Le CEA et EDF sont des grands, ils ont d?ja du mal ? supporter la tutelle de s?ret? de la DSIN[3], il n'?tait pas en plus pr?vu de v?rifier leurs options scientifiques.
     La politique de gestion de la fin du cycle du combustible a toujours ?t? consid?r?e comme une chasse gard?e par les protagonistes du programme. On se souvient du "drame" provoqu? par les trois rapports du groupe de travail Castaing. Cette situation de psychodrame s'est renouvel?e avec les rapports Desgraupes (recensement des d?charges), puis Bataille (d?chets de haute activit? et stockage profond) et Le D?aut (d?chets de tr?s faible activit?, seuil d'exemption). Tous ces rapports ont abouti ? l'ind?pendance de l'agence charg?e des d?chets (ANDRA) et ? une loi (D?cembre 1991) r?glementant la future construction de 2 laboratoires et pr?conisant une politique de recherches tout azimut. 		suite:
     La mise ? plat de la politique du CEA a r?v?l? son extr?me l?g?ret?. Les id?es force de 1964 - vitrification des produits hautement actifs et enfouissement g?ologique profond, utilisation des "vieilles" mines[4] pour r?injecter les r?sidus des r?acteurs - avaient n?glig? les probl?rnes de sant?, les volumes, en un mot avaient v?cu avec un petit programme de r?acteurs et ?taient compl?tement inadapt?es ? ce que repr?sentaient 56 r?acteurs.

2- Pr?sentation du rapport
     Le contexte de la demande de ce rapport fut la situation de fin d'autorisation de fonctionnement de Superph?nix (juillet 1992). En effet cette installation, suite ? des incidents de fonctionnement et ? des ph?nom?nes de variation de r?activit? (de puissance) intempestive et inexpliqu?e sur son petit fr?re Ph?nix, ?tait ? l'arr?t depuis un laps de temps (2 ans) qui rendait caduques les autorisations administratives.
     L'autorit? de s?ret? venait de remettre ? son ministre un rapport o? elle expliquait que pour des raisons bien pr?cises de s?ret? elle lui d?conseillait d'autoriser le red?marrage de SPX[5]. De plus, dans son rapport elle ?mettait un certain nombre de consid?rations sur l'inutilit? du fonctionnement de SPX pour l'avenir d'une fili?re de RNR, sa conception ?tant inconciliable avec les imp?ratifs de s?ret? en exploitation (tout contr?le indispensable pour la s?ret? d'un ?l?ment de structure interne demanderait de l'ordre de deux ans d'arr?t (!!!) et risquerait d'induire des ph?nom?nes de corrosion aggravant la situation).
     Pr?alablement ? la d?cision (politique) du gouvernement de red?marrage de SPX eurent lieu des auditions conduites par l'office parlementaire d'?valuation des choix scientifiques et technologiques.
     Alors que l'objet de ces auditions ?taient la s?ret? de SPX vinrent se glisser quatre discours provenant:
     - du Ministre de l'Industrie Strauss-Kahn: mais c'est affreux, si on arr?te SPX les actionnaires de la NERSA vont nous demander de les d?dommager si le maintien ? l'arr?t n'est pas uniquement le fait de consid?rations techniques,
     - de Bergougnoux (EDF) disant en gros: de tout cela on se moque, la seule chose qui nous int?resse c'est produire des t?rawatts-heure pour rentrer un peu dans nos sous,
     - des ?lus de la r?gion disant: sans la patente nous sommes en cessation de paiement car nous ne pouvons pas rembourser les emprunts effectu?s pour r?aliser les ?quipements n?cessit?s par le grand chantier,
     - du ministre de la recherche Curien sortant du chapeau de nouvelles voies d'utilisation de Superph?nix, le fonctionnement en sous g?n?rateur pour d?truire les stocks de Plutonium et le fonctionnement en incin?rateur des actinides "mineurs" (mineurs parce que produits en plus faible quantit?).

p.4
     Les imp?ratifs de survie politique ayant ?t? plus forts que la pression du lobby pronucl?aire la d?cision prise fut celle du non red?marrage. Mais il fut quand m?me demand? au ministre de la recherche de fournir un rapport d?veloppant ses id?es.
     Le r?sultat est assez surprenant.
     Apr?s avoir expliqu? que le parc fran?ais est sur dimensionn? et que le renouvellement n'est pas ? envisager avant 15 ou 20 ans on peut lire que pour "stabiliser la quantit? de Pu stock?e en France," m?me avec un usage massif du combustible MOX[6], il faudrait construire 1 RNR pour 2 ? 4 REP[7]. Les id?es du CEA de la fin des ann?es 70 ?taient toujours vivantes. Il est tout de m?me admis que Superph?nix, compte tenu du coeur actuel et du suivant d?ja pr?t depuis longtemps ne travaillera pas tout de suite en sous g?n?rateur (d?lai 5 ans), et voil? les t?rawatts-heures d'EDF qui apparaissent.
     Quant ? l'incin?ration des actinides c'est un joli morceau de bravoure. On y vante la faisabilit? de la chose, m?me si quelques ?tudes sont encore ? r?aliser, par exemple:
     - pour extraire ces produits des produits de fission,
     - pour faire un bilan r?aliste de ce qu'on peut vraiment introduire dans un coeur,
     - pour pr?voir leur comportement au point de vue neutronique et
     - pour refaire int?gralement le coeur du r?acteur.
     Broutilles que tout cela, mais quelles contorsions dignes des meilleurs artistes de cirque, car enfin, il y a peu de temps, lorsque le sujet du retraitement pouss? fut ?tudi? par le CSSIN[8] dans le cadre du suivi des recommandations du groupe Castaing, les documents fournis par le CEA[9] montraient que selon leurs ?tudes (de l'?poque, environ 4 ans!), la quantit? d'actinides diminuerait fort peu et m?me pour certains actinides, augmenterait[10]. Comme quoi, suivant ce qu'on veut d?montrer, en bricolant les hypoth?ses de d?part, les experts du CEA peuvent sur le papier faire n'importe quoi.

3- Incin?ration et Superph?nix
     Qui dit incin?ration neutronique, dit obligatoirement retraitement pouss? destin? ? extraire ces produits. Il n'y pas si longtemps, lorsque dans le cadre de la gestion des d?chets des voix hors institution parlaient de retraitement pouss?, ceux qui aujourd'hui pr?sentent cette option d'utilisation de Superph?nix nous opposaient un bilan ? ?tudier entre les doses aux personnels provoqu?es par ces op?rations suppl?mentaires et les doses aux g?n?rations futures[11]. Ce bilan reste ? faire.
     Le probl?me des d?chets p?se lourdement sur le nucl?aire comme sur toutes les r?alisations industrielles mais ?crire "...la r?flexion sur l'aval du cycle et celle de l'avenir des RNR sont donc ins?parables." peut certes ?tre lu comme incitant les d?cideurs ? ne n?gliger aucun des aspects d'une d?cision mais aussi comme obligeant ? inclure les RNR dans la strat?gie de la gestion des d?chets.
     Le GSIEN a toujours soulign? qu'il ne fallait pas m?langer les probl?mes: le recours aux RNR oblige au retraitement, donc ce point de passage oblig? ne permet pas la r?flexion sur le stockage en l'?tat des combustibles ou toute autre solution encore ? explorer. Il est d'ailleurs ?crit "une solution durable pour l'aval du cycle demandera un effort de recherche diversifi?e s'?tendant de la recherche de base vers la recherche technologique, et couvrant plusieurs d?cennies."
     L'id?e qui consiste ? poser en principe que l'on doit se pr?occuper des d?chets que l'on produit est excellente mais pourquoi se pr?occuper uniquement des actinides et oublier tous les autres ?l?ments? Est-ce le mythe des "300 ans" qui repara?t? N'oublions pas que, pour un radio?l?ment de p?riode 30 ans, 300 ans signifie qu'on a diminu? sa quantit?[12] d'un facteur 1.000. C 'est peu si on est parti de tonnes et m?me centaines de tonnes.

suite:
     Ce rapport traite principalement de la r?duction ?ventuelle du volume des actinides soit dans des r?acteurs, soit par tout autre moyen susceptible de produire des neutrons. C'est une prospective technologique qui ne repose sur aucune ?tude, sur aucun bilan. On sait que, en laboratoire sur des microgrammes on peut fissionner des actinides, on peut faire de la s?paration pouss?e. Mais on sait aussi que pour passer du laboratoire au stade pr?-industriel il faut faire un bilan r?aliste en calculant les rendements ? chaque stade de la cha?ne.
     Et pour finir il faut faire le bilan en faisant un ?tat aussi exact que possible des diff?rents ?tages pour lancer la nouvelle cha?ne industrielle:
     - Quelle quantit? de d?chets et quels dangers pour les travailleurs introduit le recours au retraitement pouss?, 1er maillon du syst?me?
     - Quels d?chets aura-t-on dans les usines de fa?onnage du combustible?
     - Quels r?acteurs pourront accepter ce type de combustible et comment pourra-t-on les prendre en charge ? c?t? de la fili?re REP actuelle?
     - Quelle quantit? de d?chets aura-t-on au bout du compte?
     En ce qui concerne les r?acteurs actuels:
     - Lorsque l'on charge les REP avec du MOX on ne peut recycler le plutonium que une ou deux fois,
     - Ph?nix et Superph?nix ont de graves probl?mes de s?ret? et faire des ?tudes d?licates avec des r?acteurs non con?us pour ces ?tudes est un pari dont les cons?quences peuvent ?tre un accident grave.
     Quant ? l'avenir le rapport ?crit "La modification du taux de g?n?ration sur les performances techniques et ?conomiques d'une centrale ?lectrog?ne se traduit par un surco?t qui reste ? ?valuer..." ainsi que "Les RNR incin?rateurs seraient assez sensiblement diff?rents de Superph?nix et d'importantes ?tudes doivent ?tre men?es pour d?finir et calculer un r?acteur ? forte capacit? incin?ratrice. La r?alisation d'un premier r?acteur industriel prendrait environ 20 ans."
     et pour les r?acteurs ? haut flux ou acc?l?rateurs il pr?cise:
     ".. la r?alisation de r?acteurs ? tr?s haut flux paraissant se heurter ? des difficult?s difficilement surmontables, il a ?t? propos? de produire ces flux neutroniques en couplant un acc?l?rateur de protons ? un r?acteur sous critique." mais on en est au stade du calcul!
     La conclusion se passe de commentaire: "On peut pr?voir des ?tudes fondamentales sur 10 ? 20 ans et des d?veloppements technologiques tr?s difficiles au del?."
     Une recommandation du rapport, page 20: "Superph?nix peut contribuer aux recherches sur l'aval du cycle de deux mani?res, d'une part par le retour d'exp?riences en vue de la construction des futurs RNR incin?rateurs, d'autre part par la validation de l'utilisation de combustibles assurant l'incin?ration d'actinides ? une ?chelle industrielle." est en contradiction avec les autres pages du rapport et ne repr?sente pas l'?tat d'avancement des r?flexions. Par ailleurs cette conclusion ne tient pas compte des remarques du rapport de la DSIN:
     "...les difficult?s de contr?le et d'intervention, notamment ? l'int?rieur de la cuve. Contrairement aux r?acteurs ? eau pour lesquels il suffit de quelques jours pour examiner in situ tout composant sur lequel on aurait le moindre doute, une intervention souhaitable dans la cuve de Superph?nix se chiffrerait en ann?es d'arr?t (entre le d?chargement du combustible et la vidange du sodium). De plus, la mise en air des structures pourrait engendrer des d?g?ts de corrosion irr?versibles."
p.5
     Dans ces conditions il convient de repenser la philosophie du r?acteur "pool" qui pose ce probl?me insoluble de contr?le rapide des structures internes et de la cuve. C'est ? ce prix que la s?ret? pourrait ?tre am?lior?e.
     Sur ce point nous ne pouvons faire mieux que citer de nouveau le rapport de la DSIN: "Ces diff?rents handicaps conduisent ? consid?rer que le d?veloppement de futurs r?acteurs rapides n?cessiterait de repenser et vraisemblablement de modifier de mani?re assez importante la conception de ces r?acteurs, limitant peut-?tre de ce fait l'int?r?t de certaines acquisitions de connaissances technologiques li?es au fonctionnement de Superph?nix".
     Ces remarques de la DSIN ajout?es aux probl?mes de s?ret? ainsi qu'aux dangers auxquels serait soumise la population en cas d'accident nous conduisent ? affirmer que ce rapport ne r?pond ? aucune des questions sur la s?ret? de Superph?nix et ne justifie donc pas son red?marrage.
     La deuxi?me recommandation du rapport page 21: "L'?tude de l'incin?ration des actinides dans les RNR impose des exp?rimentations diversifi?es dans les r?acteurs tels que Superph?nix et Ph?nix." n'a aucune base puisque tous les paragraphes pr?c?dents concluent diff?remment.
     Cette affirmation est d'ailleurs r?fut?e sur la m?me page: "Dans la perspective ?tudi?e ici qui consiste ? contr?ler au mieux les inventaires d'actinides, il conviendrait ? l'?vidence de faire fonctionner Superph?nix en sous-g?n?rateur."et le bouquet final: "Superph?nix ne pourra pas fonctionner en sous avant cinq ans."
     Le rapport n'est finalement en accord avec lui m?me que sur la transmutation des produits de fission en r?clamant des recherches. Pour le reste il faut ?viter de faire croire, une fois de plus, que la technique va ?tre capable de mettre en oeuvre des dispositifs susceptibles de r?duire fortement les inventaires de produits radioactifs. Les acc?l?rateurs coupl?s ou non et les r?acteurs ? haut flux "exigent des ?tudes importantes en physique nucl?aire, en technique des acc?l?rateurs, en neutronique de piles, en s?paration chimique ou isotopique, en tenue des mat?riaux sous irradiation forte, etc."		 4- Conclusion
     Ce rapport r?clame des ?tudes, la mise ? plat du probl?me des d?chets. C'est effectivement le gros probl?me du nucl?aire. Pourquoi a-t-on rajout? sp?cialement la contribution possible de Superph?nix ? une ?tude qui n'a pas besoin de cela pour ?tre compliqu?e. En effet ce rapport n'apporte rien sur Superph?nix et son red?marrage car:
     1 - Il n'a ?t? r?pondu ? aucune des questions de s?ret?, donc Superph?nix est toujours aussi peu fiable et doit ?tre maintenu ? l'arr?t,
     2 - En ce qui concerne l'incin?ration de plutonium et d'actinides aucune ?tude technologique ne permet de conclure ? une faisabilit? industrielle, les r?ponses ne pourront intervenir avant 20 ans. Il convient donc de mettre en oeuvre une politique de stockage aussi s?re que possible et r?versible. Il faut ?galement ?viter de cr?er une situation incontr?lable et limiter le retraitement pour ?viter les stocks de plutonium.
20-01-1993
Monique SEN?
Raymond SEN?
p.6
1. RNR: R?acteur ? Neutrons Rapides
2. REP: R?acteur ? Eau Pressuris?e
3. DSIN: Direction de la S?ret? des Installation Nucl?aires, sous la double tutelle des minist?res de l'Environnement et de l'Industrie.
4. L'id?e concr?tis?e sur le Site" des Bois Noirs" ? Saint Priest la Prugne ?tait d'utiliser les anciennes mines pour taire du stockage en arguant que, apr?s tout le combustible vient de la mine. L'inconv?nient de la m?thode est que le Site est fractur? par les tins r?aiis?s pour forer les galeries et n'a plus l'int?grit? n?cessaire pour r?sister aux intrusions d'eau.
5. SPX: Superph?nix
6. MOX: combustible Mixte d'oxyde d'uranium et oxyde de plutonium
7. Un REP de l GW? produit environ 200kg de Pu par an, 1 RNR de 1 GW? br?le environ 2 ? 300 kg de Pu par an, en sous g?n?ration, 1 REP charg? en MOX utilisera 400kg de Pu et en donnera 300kg donc il en br?le environ 100 kg.
8. CSSIN: Conseil Sup?rieur de S?ret? et d'Information Nucl?aire
9. Rapport de la Commission pour les questions scientifiques et techniques relatives ? la gestion des d?chets radioactifs aupr?s du Conseil Scientifique du CEA: "S?paration et transmutation des actinides mineurs", Mars 1990. Rapport ?tabli par un groupe de travail r?uni de juin1988 ? avril 1989.
10. Les neutrons, qui vont faire fissionner certains noyaux ou qui vont ?tre captur?s par d'autres, ce qui donne des isotopes de dur?e de vie diff?rente, proviennent de fissions qui produisent ces m?mes corps dont on veut se d?barrasser. Il faut faire un bilan mati?re produite - mati?re d?truite. Par ailleurs la matrice dans laquelle les produits ? d?truire vont ?tre incorpor?s n'est pas innocente pour ce bilan. Par exemple dans ses pr?c?dentes ?tudes le CEA utilisait comme matrice de l'oxyde d'uranium appauvri (U238). Son choix, bien que pr?sentant l'avantage d'?tre une des rares matrices dont on conna?t le comportement dans un r?acteur (c'est celle des combustibles classiques des REP, du MOX et des combustibles des RNR), retire tout int?r?t ? "l'incin?ration" neutronique.
11. loc cit ref [9], p.51: "Dans ces conditions et dans le cadre des hypoth?ses qui ont ?t? prises, la s?paration des actinides mineurs lors du retraitement n'apporte pas d'am?lioration sensible ? la s?ret? du stockage en profondeur, alors qu'elle conduit par ailleurs ? une augmentation notable du nombre de personnes expos?es ou de la dose re?ue par ces personnes lors des op?rations de s?paration des actinides mineurs, de fabrication et retraitement des aiguilles combustibles." et p.64: "Au plan de la s?ret? et au vu des r?sultats obtenus, il s'av?re que la s?paration des actinides mineurs ne conduit pas ? diminuer de fa?on significative dans le cas particulier de l'?tude d?crite la dose individuelle pendant de tr?s longues p?riodes alors qu'elle p?naliserait ? court terme les doses individuelles pour les travailleurs, et le co?t des op?rations du cycle du combustible".
12. la p?riode est le temps au bout duquel la moiti? de la quantit? initiaie a subi sa transformation. Apr?s 10 p?riodes la quantit? restante repr?sente (l/2 x l/2 x l/2 x l/2...x l/2) 10 fois soit 1/1024, d'o? l'approximation du facteur 1.000.
Rapport du Ministre de la Recherche et de l'Espace ? Monsieur le Premier Ministre
Traitement des produits de la fin du cycle ?lectronucl?aire
et contribution possible de Superph?nix


Introduction
     Le pr?sent rapport a ?t? ?tabli sur les instructions de Monsieur le Premier Ministre qui a demand? le 29 juin 1992 au Ministre de la Recherche et de l'Espace d'?tablir un rapport sur l'incin?ration des d?chets nucl?aires et les conditions dans lesquelles Superph?nix pourrait y contribuer. A cette fin, le minist?re de la recherche et de l'espace s'est entour? d'un groupe de travail compos? de scientifiques experts dans les diff?rentes disciplines concern??s par ce sujet. Celui-ci a auditionn? des personnalit?s fran?aises et ?trang?res, repr?sentant des comp?tences et des points de vue vari?s sur la gestion des d?chets nucl?aires. La liste des membres du groupe, ainsi que celle des personnes auditionn?es, sont jointes en annexe. Apr?s avoir rappel? les acquis du programme ?lectronucl?aire fran?ais et analys? les difficult?s et les incertitudes qui subsistent, le rapport examine les diff?rentes voies possibles d'?limination des d?chets ? vie longue et en particulier les possibilit?s d'utilisation ? cette fin des diff?rents r?acteurs nucl?aires dont Superph?nix. En conclusion, le rapport propose des axes de recherche qui entrent dans le cadre du programme d'?tudes pr?vu par la loi du 30 d?cembre 1991 relative aux recherches sur la gestion des d?chets radioactifs.

1. Pr?sentation g?n?rale
1.1 Les acquis du programme ?lectronucl?aire fran?ais
     Lanc? par les responsables de la politique nationale de l'?nergie il y a plus de trente ans, le programme ?lectronucl?aire a ?t? r?orient? plusieurs fois, notamment en 1975 apr?s le premier choc p?trolier. Depuis l'origine, cependant, il a ?t? guid? par quelques id?es fortes:
     - assurer l'ind?pendance ?nerg?tique de la France, pauvre en combustibles fossiles,
     - imposer la comp?titivit? de la fili?re ?lectronucl?aire, par ses performances techniques et son organisation industrielle,
     - utiliser de fa?on optimale les ressources de minerai d'uranium,
     - garantir la s?ret? imm?diate et ? long terme de l'ensemble des installations.
     Ces id?es ont conduit au programme ?lectronucl?aire que nous connaissons:
     - le d?veloppement et la mise en service d'un parc de r?acteurs ? eau pressuris?e[1], ?conomiquement performants, dont la s?ret? constat?e les a conduits ? ?tre bien accept?s par le public.
     - la mise au point et la construction d'usines d'enrichissement isotopique de l'uranium tout d'abord dans le cadre national (Pierrelatte), puis europ?en (Eurodif-Tricastin).
     - le d?veloppement de proc?d?s de traitement de combustibles nucl?aires us?s, ax?s sur l'?conomie de mati?res fissiles. Ces proc?d?s permettent de s?parer l'uranium et le plutonium en vue de leur r?emploi, des autres ?l?ments et radio?l?ments, qui sont conditionn?s en vue de leur stockage sous forme de verres. Ces proc?d?s sont mis en oeuvre dans les usines de retraitement de la COGEMA (Marcoule et La Hague).
     - l'?tude d'une fili?re de r?acteurs ? neutrons rapides[2] qui a donn? lieu ? la mise en service de trois r?acteurs exp?rimentaux ou prototypes: Rapsodie en 1967, Ph?nix en 1974 et Superph?nix en 1986.
     -un programme d'?tude du stockage souterrain des d?chets nucl?aires ayant une radioactivit? de tr?s longue dur?e, qui exige en particulier la construction pr?alable de laboratoires souterrains de recherche.
     Toutes ces activit?s se d?roulent sous le contr?le rigoureux d'une autorit? de s?ret? plac?e sous la double tutelle du ministre de l'industrie et du ministre de l'environnement.

suite:
     Ce programme pr?sente une grande coh?rence vis-?-vis de ses objectifs initiaux et a abouti ? plusieurs succ?s majeurs:
     - la France avec un parc de 53 r?acteurs REP en service en 1992 occupe le deuxi?me rang mondial en nombre de centrales et en puissance, derri?re les Etats-Unis. Ce parc couvre les trois quarts des besoins fran?ais en ?lectricit? (Ndwebmaistre: NON! Il s'agit d'?lectricit? produite, et non consomm?e par les fran?ais, ce qui ram?ne le chiffre ? ~21%!!! Voir les controverses...) . Le taux d'ind?pendance ?nerg?tique de la France (48% en 1991) a doubl? depuis 1973 gr?ce ? ce programme ?lectronucl?aire et aux efforts de ma?trise de l'?nergie.
     - l'usine de s?paration isotopique d'Eurodif et les usines de retraitement de la Hague assurent bien leur mission.
     - une politique volontariste a permis de cr?er un secteur industriel d'une maturit? suffisante pour prendre en charge les d?veloppements technologiques et les productions et jouer un r?le significatif sur le plan mondial.
     Il convient de souligner ces points forts du programme ?lectronucl?aire fran?ais avant d'?voquer les domaines o? des difficult?s ont ?t? rencontr?es et ceux o? demeurent des incertitudes et d'examiner les strat?gies possibles, notamment pour la fin de cycle.

1.2. Les difficult?s et les incertitudes
     Les difficult?s et les incertitudes que rencontre le programme ?lectronucl?aire fran?ais concernent les RNR et la gestion des produits de fin de cycle. Elles sont particuli?rement ressenties parce que ce programme a ?t? con?u avec une grande coh?rence vis-?-vis de ses flux internes de mati?res nucl?aires, combustibles ou d?chets.
     L'outil central de la gestion des mati?res nucl?aires est le retraitement des combustibles us?s issus des REP. Ce retraitement est mis en oeuvre dans les usines de Marcoule et La Hague. Les combustibles us?s sont s?par?s en trois parties:
     - l'uranium qui demeure l?g?rement enrichi (0.9% d'uranium 235) est recycl? en amont de l'usine d'enrichissement
     - le plutonium est utilis? pour la fabrication des combustibles des RNR (pour l'instant Ph?nix et Superph?nix) et du combustible MOX[3] qui commence ? ?tre utilis? dans les REP.
     - les actinides mineurs (neptuniurn, am?ricium et curium) et les produits de fission m?lang?s qui sont fortement radioactifs au d?part, sont incorpor?s dans des verres. Ces d?chets dits de cat?gorie C sont entrepos?s dans l'attente de la d?croissance de leur radioactivit?. Le programme pr?voit de les placer dans des stockages souterrains.
     Cette politique de gestion des produits de fin de cycle suppose ? terme l'existence de RNR et d'une capacit? de stockage d?finitif.
     En effet le plutonium, comme la langue d'Esope, peut rec?ler le meilleur comme le pire. Dans la mesure o? les r?acteurs qui peuvent l'utiliser existent, c'est un excellent combustible nucl?aire. Dans le cas contraire, c'est un d?chet redoutable ? double titre: son abondance dans les produits de fin de cycle, la p?riode de 24.000 ans de l'isotope de masse 239 et sa radiotoxicit? ?lev?e font qu'il repr?sente 15% de la nocivit? des produits de fin de cycle 3 ans apr?s la sortie du r?acteur et jusqu'? 98% 10.000 ans plus tard apr?s extinction de la radioactivit? des compos?s ? plus courte p?riode. Par ailleurs, le plutonium peut servir ? fabriquer des bombes atomiques sous r?serve que sa composition isotopique ne soit pas trop d?grad?e. Il est donc porteur de grands risques de prolif?ration nucl?aire, au m?me titre que l'uranium tr?s enrichi.

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     Cette dualit? place le d?cideur devant un dilemme:
     - ou r?aliser un syst?me compos? de r?acteurs capable de br?ler le plutonium, ce qui implique dans l'?tat actuel des connaissances l'utilisation de RNR et d'usines de retraitement. Un tel syst?me ?conomise de la mati?re premi?re, mais il est plus co?teux en investissement. En outre la manipulation du plutonium sous des formes diverses augmente les risques de diss?mination accidentelle ou de d?tournement.
     - ou consid?rer le plutonium comme un d?chet et l'enfouir, en cr?ant ainsi de v?ritables "mines" renfermant des quantit?s sans cesse croissantes de plutonium. Leur exploitation par les g?n?rations futures par des techniques mini?res peut d?boucher dans une vue optimiste sur la production d'?nergie, mais aussi dans une vue pessimiste sur la constitution d'arsenaux nucl?aires.
1.2.1 Le d?veloppement des r?acteurs ? neutrons rapides
     L'int?r?t majeur qui a ?t? reconnu, d?s l'origine du programme, aux r?acteurs ? neutrons rapides est leur aptitude ? exploiter la totalit? des ressources en uranium naturel, gr?ce ? leur capacit? de transformer l'uranium 238 (99,3% de l'uranium naturel) en plutonium. Ces r?acteurs, lorsqu'ils fonctionnent en mode surg?n?rateur, sont capables de produire plus de combustible fissile qu'ils n'en consomment et pourraient apporter une solution ? long terme aux probl?mes ?nerg?tiques.
     Le programme de r?acteurs ? neutrons rapides a connu en France et dans le monde des d?buts prometteurs qui ont conduit ? la d?cision de construire Superph?nix, prototype ? l'?chelle industrielle. Ce projet a ?t? d?s ses d?buts l'objet d'oppositions et de critiques de plusieurs origines portant sur l'utilisation du plutonium comme combustible et du sodium comme liquide caloporteur.
     L'interruption des programmes nucl?aires hormis en France, en Asie (Japon, Cor?e) et dans l'ex-URSS a limit? la pression sur le march? de l'uranium. Ainsi la capacit? mondiale de production ?lectronucl?aire qui sera install?e en 2000 sera tr?s largement inf?rieure aux pr?visions des ann?es 70. Il en r?sulte que les r?serves prouv?es d'uranium atteignent 50 ans de la consommation actuelle, quoique la prospection ait ?t? r?duite depuis 10 ans.
     Ainsi la justification ?conomique de la fili?re ? neutrons rapides, fond?e sur le co?t croissant de l'uranium li? ? sa rar?faction, n'est plus valable dans le court et moyen terme.
     Elle le redeviendrait ? long terme si les cons?quences climatiques des ?missions de CO2 ?taient confirm?es et conduisaient ? freiner l'usage des combustibles fossiles au b?n?fice d'une relance du nucl?aire, et si de nouvelles sources d'?nergie ne permettaient pas de faire face ? l'accroissement de la consommation li?e ? l'accroissement de la population mondiale et au d?veloppement ?conomique de vastes r?gions du monde.
     Le fonctionnement de Superph?nix a ?t? affect? depuis sa mise en route par deux incidents qui ont entra?n? de longues immobilisations. D?marr? en 1986, Superph?nix n'a ?t? connect? au r?seau que 7.400 heures, ?quivalent ? 174 jours de fonctionnement ? pleine puissance.
     Les ?tudes de s?ret? des installations fonctionnant au sodium liquide et l'exp?rimentation de Ph?nix ont fait appara?tre des exigences nouvelles en mati?re de s?ret?. Le Premier Ministre a demand? qu'elles soient prises en compte et qu'un nouveau dossier d'autorisation de mise en exploitation soit d?pos?.
1.2.2 Le traitement et le stockage des produits de fin de cycle
     Comme il a ?t? expliqu? pr?c?demment, la solution de r?f?rence du programme fran?ais est l'enfouissement ? grande profondeur des d?chets radioactifs ayant une longue dur?e de vie. Les acc?s ? ces stockages seraient ? terme scell?s pour les soustraire aux intrusions involontaires ou mal intentionn?es des g?n?rations futures. 		suite:
     Les premi?res ?tudes, tant en France qu'? l'?tranger, ont port? sur la migration des actinides ? travers les enveloppes successives entourant les colis de d?chets de type C, puis ? travers des terrains dont la stabilit? ? l'?chelle du temps g?ologique semblait assur?e: massif granitique peu fissur?, argile, gisement de sel.
     Les simulations et les r?sultats des exp?riences in situ ont ?t? tr?s encourageants puisqu'ils ont montr? que le retour ? la biosph?re des radionucl?ides ?tait n?gligeable pendant plusieurs centaines de milliers d'ann?es.
     Les autres d?chets issus des usines du cycle du combustible, dont la teneur en actinides est faible, devraient ?tre stock?s de la m?me mani?re. Ces d?chets dits de cat?gorie B, sont peu radioactifs mais sont par contre plus encombrants que les verres.
     Le d?but de la mise en oeuvre de ce programme n'a pas pu ?tre men? ? bien. En effet la constitution de laboratoires souterrains, amorce de futurs stockages, a rencontr? une tr?s vive hostilit? des populations entourant les sites, qui se sont oppos?es parfois physiquement au d?roulement des travaux. Parall?lement, des doutes se sont exprim?s sur le degr? de s?ret? des stockages souterrains face ? des situations impr?vues: catastrophe g?ologique, migration chimique complexe, intrusion humaine volontaire ou non. La lev?e de ces incertitudes impliquait de nombreuses ?tudes compl?mentaires.
1.3. La fin du cycle et la loi
     Pour apaiser ces conflits et dissiper les doutes, le Gouvernement a demand? au d?put? Bataille de pr?parer, ? la t?te d'une commission parlementaire, un rapport sur le sujet. Ce rapport, qui compl?te celui d' une commission pr?sid?e par le professeur Castaing, a propos? d'approfondir les ?tudes sur la gestion des d?chets nucl?aires et de retarder les projets de stockage souterrain dans l'attente du r?sultat de ces ?tudes.
     A la suite de ces propositions, le gouvernement a fait approuver par le Parlement la loi du 30 d?cembre 1991 sur la gestion des d?chets nucl?aires qui ?dicte un moratoire de 15 ans avant tout stockage souterrain, pr?voit un programme de recherche et d?veloppement ? conduire pendant cette p?riode et d?finit des proc?dures d?mocratiques pour le choix ult?rieur des sites des laboratoires souterrains.
     La loi pr?cise que le programme de recherche portera sur:
     - la recherche de solutions permettant la s?paration et la transmutation des ?l?ments radioactifs ? vie longue pr?sents dans les d?chets,
     - l'?tude des possibilit?s de stockage r?versible ou irr?versible dans les formations g?ologiques profondes, notamment gr?ce ? la r?alisation de laboratoires souterrains,
     - l'?tude de proc?d?s de conditionnement et d'entreposage de longue dur?e en surface de ces d?chets.
     Dans ce contexte, le CEA, qui avait lanc? en 1982 l'exp?rience SUPERFACT d'incin?ration d'actinides aupr?s de Ph?nix, a entrepris un programme de recherche sur la r?duction du volume des d?chets d'activit? moyenne dont le stockage souterrain est pr?vu, et d'autre part un programme sur la transmutation des actinides afin de r?duire la radiotoxicit? des produits stock?s. Ce programme envisageait le recours ? des r?acteurs ? neutrons rapides, en particulier des exp?riences aupr?s de Ph?nix. Des pr?occupations analogues se font jour dans de nombreux pays du monde, y compris parmi ceux qui ont d?cid? l'enfouissement direct des combustibles us?s. Les Etats-Unis et le Japon sont particuli?rement actifs en ce qui conceme les recherches sur le retraitement pouss? et la transmutation des produits de fin de cycle.
     Les comp?tences acquises par le CEA sur le cycle du combustible devraient permettre ? la France de jouer un r?le moteur dans l'avancement de ces recherches.
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1.4. Quelles recherches pour la fin du cycle?
     Dans le contexte qui vient d'?tre d?crit, l'existence de Superph?nix cr?e une situation particuli?re en France.
     En effet, la fili?re des r?acteurs ? neutrons rapides, capable de produire plus de plutonium qu'elle n'en consomme, peut ? l'inverse ?tre utilis?e en incin?rateur de plutonium. Les ?tudes men?es en France et dans d'autres pays laissent aussi esp?rer la possibilit? de fissionner de la m?me mani?re les actinides mineurs.
     La r?flexion sur l'aval du cycle du combustible et celle sur l'avenir des RNR sont donc ins?parables. Il est logique de rapprocher ces deux probl?mes et de rechercher quelle contribution Superph?nix peut apporter au traitement am?lior? des combustibles us?s, de fa?on, le moment venu, ? disposer de tous les ?l?ments de d?cision concemant les d?veloppements futurs de la fili?re ? neutrons rapides. Evaluer cette contribution est l'un des objets de ce rapport.
     Mais l'utilisation des RNR pour incin?rer les actinides n'est qu'un aspect de l'arsenal de moyens pouvant ?tre ?tudi?s pour r?duire la nocivit? et le volume des v?ritables d?chets nucl?aires c'est-?-dire les produits de fin de cycle non valorisables ou transmutables. Les pistes en sont nombreuses.
     Ainsi les r?acteurs futurs pourraient ?tre con?us de mani?re ? ce que les combustibles us?s qu'ils produiront, soient optimis?s vis-?-vis du traitement envisag? ou du stockage.
     Le retraitement des combustibles us?s pourrait gagner en s?lectivit? pour s?parer d'abord les actinides et les produits de fission, puis trier dans ces deux groupes les ?l?ments et ?ventuellement certains de leurs isotopes susceptibles d'un traitement ult?rieur en vue de leur transmutation ou de leur stockage. A cet ?gard la s?paration pouss?e des constituants des d?chets pourrait permettre de stocker chacun d'entre eux sous la forme chimique rendant le plus efficace leur conditionnement et les barri?res g?ologiques du stockage.
     Les actinides mineurs ?tant fissionnables dans des r?acteurs, d'une mani?re comparable ? celle de l'uranium ou du plutonium, la possibilit? de les incin?rer para?t ?tablie, m?me si de longues recherches technologiques sont encore n?cessaires.
     Par contre, la faisabilit? de la transmutation des produits de fission pose des probl?mes sp?cifiques en raison de l'efficacit? limit?e des r?actions de transmutation envisag?es. Plusieurs voies m?ritent d'?tre explor?es: REP ou RNR sp?cialement con?us, acc?l?rateurs, syst?mes hybrides acc?l?rateurs plus r?acteurs sous-critiques.
     Des solutions innovantes fond?es sur l'obtention de flux neutroniques tr?s ?lev?s ont ?t? envisag?es. Elles sont encore ? l'?tat de concept dont m?me la faisabilit? scientifique n'est pas d?montr?e. Il appara?t qu'une solution durable pour l'aval du cycle demandera un effort de recherche diversifi? s'?tendant de la recherche de base vers la recherche technologique, et couvrant plusieurs d?cennies. La loi du 30 d?cembre 1991 en a fix? la premi?re ?tape dans quinze ans.

2. Hypoth?ses de base pour la r?flexion sur le traitement des produits de fin de cycle nucl?aire
     La r?flexion sur les d?chets nucl?aires ne peut ?tre envisag?e que sur un tr?s long terme. La dur?e de vie d'une centrale nucl?aire est au moins de 20 ans, et pourrait atteindre 40 ans ou plus. Le cycle du combustible nucl?aire entre l'extraction du minerai et le stockage ultime des d?chets dure au moins une cinquantaine d'ann?es compte tenu des d?lais de "refroidissement" des combustibles us?s.

suite:
     Il para?t raisonnable de consid?rer que l'?nergie d'origine nucl?aire continuera de fournir au moins jusqu'au milieu du si?cle prochain, l'essentiel des besoins en ?lectricit? de la France.
     Cette hypoth?se appara?t comme tr?s vraisemblable pour plusieurs raisons:
     - il serait absurde de ne pas tirer le meilleur profit du parc nucl?aire existant, du secteur industriel national et de l'infrastructure de recherche,
     - les investissements qu'imposerait la construction d'un parc de centrales de substitution serait extr?mement co?teux, m?me dans le cas de technologies ma?tris?es,
     - les technologies r?solument nouvelles ne pourront pas apporter une production significative avant la deuxi?me moiti? du 2l?me si?cle.
     Les justifications initiales du programme ?lectronucl?aire (absence de production domestique d'?nergie fossile et risque g?opolitique) demeurent et sont m?me confort?es par la crainte de l'effet climatique des gaz ? effet de serre et par les r?cents ?v?nements du Moyen Orient.
     Il appara?t par contre que la production ?lectronucl?aire fran?aise ne devrait se d?velopper que modestement, tir?e par quelques applications nouvelles, mais temp?r?e par des efforts d'?conomie d'?nergie.
     Une autre hypoth?se est que le public acceptera la poursuite et l'?volution de la fili?re ?lectronucl?aire. Un important d?veloppement du d?bat d?mocratique sur la politique de l'?nergie et une meilleure information sur les technologies nucl?aires en sont les conditions n?cessaires.
     Enfin une derni?re hypoth?se suppose que l'uranium restera pendant plusieurs d?cennies encore une source disponible et ?conomiquement efficace de combustible nucl?aire et donc que ni son co?t ni sa raret? n'imposeront le recours ? des r?acteurs utilisant du plutonium, et a fortiori ? des RNR surr?g?n?rateurs.
     Dans ce contexte, le pr?sent rapport ne s'int?resse aux RNR que sous l'angle de leur contribution au traitement des produits de fin de cycle.

3. Les diff?rentes voies de gestion des d?chets nucl?aires
     Les activit?s nucl?aires produisent d'une mani?re in?luctable des d?chets radioactifs. La radioactivit?, propri?t? physique intrins?que de certains noyaux d'atomes, ne peut ?tre r?duite que de deux mani?res:
     - Attendre la d?croissance naturelle. La p?riode, temps n?cessaire pour diviser par deux cette activit?, est tr?s variable. Cette strat?gie d?bouche sur le stockage.
     - Provoquer des r?actions nucl?aires. Elles vont transformer plus ou moins directement l'isotope instable en produits stables ou ? vie plus courte. Cette op?ration est g?n?ralement appel?e transmutation, le terme d'incin?ration ?tant r?serv? aux r?actions de fission des atomes lourds qui produisent de l'?nergie. Cette strat?gie active n'a ?t? jusqu'? pr?sent mise en oeuvre que dans le cas du plutonium produit dans les REP et utilis? comme combustible dans les RNR ou sous forme de combustible MOX dans les REP.
     Les diff?rentes strat?gies de gestion des d?chets s'appuient sur l'une ou l'autre ou une combinaison de ces deux approches.
     Les d?chets nucl?aires fran?ais repr?senteront en l'an 2000 un volume cumul? de:
     - 800.000 m3 pour les d?chets A qui, avec une p?riode inf?rieure ? 30 ans, repr?sentent 95% du volume mais seulement 1% de la radioactivit? totale,
     -70.000 m3 pour les d?chets B, ? vie longue,
     - 3.000 m3 pour les d?chets C, hautement radioactifs.

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3.1. Le stockage
     Il a pour objectif la mise en place de barri?res physiques et institutionnelles.
     Les barri?res physiques visent ? interdire tout d?placement des produits stock?s. L'?tanch?it? est concr?tis?e par une succession d'enveloppes telles que les verres, les conteneurs, les structures et par les terrains de couverture ou d'implantation du stockage.
     Les barri?res institutionnelles confortent le respect de l'isolement par un arsenal l?gal dont le respect est garanti par la p?rennit? de l'Etat.
     Le tableau suivant r?sume les voies correspondant aux diverses combinaisons des param?tres:
D?chets C
direct
apr?s retraitement
 
r?versible
d?finitif
r?versible
d?finitif
en surface
entreposage pour refroidissement
  
entreposage pour refroidissement
  
souterrain
  
stockage g?ologique profond
enfouissement en sub-surface
stockage g?ologique profond

     La solution du stockage d?finitif en surface n'a ?t? retenue que pour les d?chets A. La surveillance des sites durera 300 ans.
     La voie d'entreposage en surface n'est qu'une ?tape technique pr?liminaire au stockage souterrain qui serait en tout ?tat de cause n?cessaire, m?me si les voies d'incin?ration-transmutation s'av?raient possibles, ne serait-ce qu'en raison de la permanence des d?chets B, les plus abondants, qui proviennent des structures des assemblages et des op?rations de fabrication et de retraitement. En cons?quence aucune solution de stockage d?finitif en surface n'est envisag? pour les d?chets B etC.
     Nous n'aborderons pas davantage la gestion des d?chets B car, bien qu'elle soit importante pour l'aval du cycle, son ?tude sort du cadre de ce rapport. Il faut cependant noter que l'on retrouve dans les d?chets B les "pertes" de mati?res lors du retraitement, par exemple de 0,1 ? 0,3% du plutonium.
     A moins d'engager un programme tr?s lourd de restrictions de ces d?chets B, on a l? un seuil en dessous duquel il ne sera pas possible de descendre.
3.1.1. L'entreposage
     Typiquement, un REP moyen de 1.000 MW? install?s, ayant produit 5 TWh(?) sur l'ann?e g?n?re 21 t de combustibles us?s contenant:
     -20 t d'uranium enrichi ? 0,9% en uranium 235,
     -260kg de plutonium,
     - 21 kg d'actinides mineurs,
     -750 kg de produits de fission.
     Pour l'ensemble du parc REP fran?ais, ces quantit?s seraient ? multiplier par un facteur 50 environ.
     Les assemblages sont d'abord stock?s en piscine pendant 3 ?10 ans, en attente de retraitement ?ventuel.
     Pour les assemblages non retrait?s, un entreposage en surface pendant 40 ? 50 ans est indispensable pour permettre la d?croissance de la puissance thermique r?siduelle jusqu'? un niveau compatible avec l'enfouissement.
     En cas de retraitement, les d?chets hautement radioactifs constitu?s par les produits de fission ? vie longue et les actinides mineurs sont conditionn?s par vitrification. Comme les combustibles irradi?s, ils n?cessitent un stockage en surface pendant 40 ? 50 ans.

suite:
     Ind?pendamment des d?lais techniques n?cessaires, la loi du 30 d?cembre 1991 implique une phase d'attente de 15 ans qui est mise ? profit pour tester la tenue des conditionnements actuels.
     A l'issue de cette ?tape incontoumable qui ne sera pas discut?e plus avant dans ce rapport, les r?sultats des ?tudes demand?es par la loi seront disponibles pour aborder la phase suivante.
3.1.2 L'enfouissement direct profond
     Le co?t de la voie de l'enfouissement direct profond peut ?tre estim? ? 0,5 centimes/kWh sous r?serve de validation. De fa?on plus g?n?rale, il est recommand? que des ?tudes approfondies soient conduites sur les co?ts ?conomiques des diff?rentes voies discut?es dans ce chapitre.
     Le combustible d?charg? du coeur du r?acteur peut ?tre enfoui en l'?tat ou apr?s d?mant?lement, ? l'issue de la phase de refroidissement et apr?s conditionnement, dans les installations de stockage en couches g?ologiques profondes ?difi?es conform?ment aux conclusions des ?tudes men?es dans des laboratoires souterrains.
     L'optimisation de l'option de l'enfouissement direct profond suppose des recherches:
     - sur les REP pour assurer une meilleure utilisation du combustible et r?duire le contenu valorisable des d?chets,
     - sur des enveloppes con?ues pour le stockage direct des combustibles.
     Les ?tudes ?valuent les qualit?s de r?tention du stockage mais ne peuvent garantir l'irr?versibilit? des stockages g?ologiques profonds qui pourra toujours ?tre remise en cause par la rupture de la barri?re institutionnelle ou g?ologique.
     Le risque d'intrusion humaine peut ?tre accru par la valorisation des produits stock?s qui peut ?tre de nature ?nerg?tique, strat?gique ou ?conomique. Il peut ?tre ? l'inverse diminu? par la conscience des risques radiologiques encourus, qui sont faibles au demeurant apr?s quelques si?cles.
     Cette question sera sans doute d'actualit? bien avant le retour ? l'exutoire des radionucl?ides, qui est estim? ? quelques 400.000 ans, ne serait-ce qu'en raison de l'?volution in?luctable des sources d'approvisionnement ?nerg?tique de l'humanit? d?s les prochains si?cles et de la fragilit? historique des civilisations.
     Cette voie pr?sente l'avantage de minimiser les manutentions et les traitements de produits radioactifs et r?duit donc aujourd'hui les doses re?ues.
     Elle est la voie d'?limination des d?chets la moins co?teuse, mais elle pose jusqu'? pr?sent des probl?mes d'acceptabilit? sociale.
     Elle pr?sente par contre le double inconv?nient du gaspillage de l'?nergie contenue dans les actinides enfouis et des risques d?coulant de l'?ventuelle valorisation dans le futur des mines d'uranium et de plutonium ainsi constitu?es.
3.1.3 L'enfouissement prolond apr?s retraitement simple
     La technologie disponible aujourd'hui permet de s?parer l'uranium et le plutonium du reste des d?chets, avec des pertes inf?rieures ? 0,15% pour l'uranium et 0,3%, voire 0,1% pour le plutonium. C'est le retraitement simple, ? la diff?rence du retraitement pouss? qui sera trait? au chapitre 3.2.
     La r?duction initiale de radioactivit? ainsi obtenue pour les d?chets produits est d'abord relativement faible. D'un facteur 2 apr?s 30 ans d'entreposage, elle cro?t et atteint un facteur 50 ? l00 ? partirde 10.000 ans.
     L'int?r?t du retraitement simple repose avant tout sur l'utilisation ?nerg?tique des produits s?par?s, uranium et surtout plutonium, et sur le non enfouissement de quantit?s importantes de plutonium plut?t que sur la r?duction de la radioactivit? des d?chets.
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     Le volume de d?chets ? enfouir demeure encore sup?rieur aujourd'hui ? celui correspondant ? un enfouissement direct, mais les am?liorations annonc?es laissent esp?rer qu'avant la fin du si?cle, le volume de d?chets conditionn?s de cat?gorie B et C sera devenu inf?rieur ? celui des combustibles irradi?s.
     Le retraitement associ? ? une optique ?lectrog?ne ne doit intervenir qu'en fonction des besoins, mais il ne peut cependant se faire que peu de temp avant la r?utilisation en r?acteur REP ou RNR, car le plutonium 241 poursuit sa d?gradation et se transforme, via l'am?ricium 241, en neptunium 237, poison neutronique. Le co?t aff?rent ? la voie de retraitement simple et stockage g?ologique profond, estim? entre 1 et 2 centime/kWh, s'accompagne du m?me besoin de validation que celui exprim? au chapitre 3.1.2..
     Il para?t g?n?ralement admis que l'enfouissement profond est une m?thode techniquement s?re aussi bien pour les combustibles irradi?s non retrait?s que pour les d?chets de retraitement, mais avec les restrictions ou commentaires suivants:
     - l'?tude d?taill?e des conditions du stockage, et notamment la cr?ation de laboratoires souterrains, l'optimisation des enveloppes et des proc?dures m?ritent des recherches prolong?es et tr?s actives ainsi que le demande la loi du 30 d?cembre
1991.
     - la s?ret? est assur?e pour 10.000 ans, elle devra ?tre confirm?e ? l'horizon de 100.000 ans avec des mod?les bien ?tablis, mais n?cessitant n?anmoins une validation en France. Elle semble moins assur?e ? l'?chelle de millions d'ann?es, compte tenu de la complexit? des questions pos?es. La prise en compte par les mod?les des al?as g?ologiques doit ?tre soigneusement ?tudi?e.
3.1.4 Le stockage r?versible en subsurface
     Le stockage en subsurface assure la pr?servation de la r?versibilit?. Il permet l'intervention, donc la mise en oeuvre des nouvelles m?thodes au fur et ? mesure de leur ?mergence.
     Le stockage en subsurface doit faire appel ? des technologies diff?rentes de celles utilis?es pour le stockage profond pour garantir la s?ret? et la s?curit? tout en en permettant l'acc?s.
     Cette voie am?liore, par rapport au maintien en surface, la protection physique constitu?e par les terrains de couverture, mais les risques d'intrusion ne sont pas totalement supprim?s.
3.2. Le retraitement pouss?
     Au d?chargement, les 21 kg annuels d'actinides mineurs (voir chapitre 3.1.1) correspondent ?:
     - 10,4 kg de neptunium 237,
     - 9,8 kg d'am?ricium,
     - 0,8 kg de curium
     Pour l'ensemble du parc REP fran?ais, ces quantit?s doivent ?tre multipli?es par un facteur 50 environ.
     Le retraitement pouss? doit comporter une s?paration ?l?ment par ?l?ment, avec constitution de lots distincts pour l'uranium, le plutonium, certains actinides mineurs et produits de fission ? vie longue, permettant de rechercher des solutions adapt?es ? chaque ?l?ment.
     Les consid?rations concernant le stockage des d?chets B, ?nonc?es pour le traitement simple, restent applicables, mais l'augmentation de leur volume induite par le retraitement pouss? reste ? ?valuer.
     La s?paration et l'incin?ration du neptunium et de l'am?ricium permettent de r?duire de fa?on signicative la radiotoxicit? des produits stock?s d'environ un facteur 100 apr?s 10.000 ans. Par contre, elle joue assez peu sur l'activit? ? l'exutoire,
qui n'intervient d'ailleurs qu'? tr?s long terme. 		suite:
     La capacit? d'extraction de neptunium et d'am?ricium par COGEMA pourrait s'?lever ? quelques centaines de kilogrammes en 2000.
     La s?paration des autres ?l?ments devrait ensuite permettre:
     - soit un conditionnement chimique sp?cifique pouvant optimiser l'insolubilit? des compos?s, donc la s?ret? contre le retour ? la biosph?re dans le cas du stockage,
     - soit l'incin?ration nucl?aire des ?l?ments ind?sirables.
     Le retraitement pouss? r?pond ? la double finalit? ? long terme de permettre l'incin?ration du plutonium et des actinides mineurs et une meilleure gestion des d?chets. Son co?t est difficile ? ?valuer tant que les solutions industrielles n'ont pas ?t? ?labor?es.

3. L'incin?ration des actinides
3.3.1 L'incin?ration des actinides dans les REP
     Les REP, qui ont atteint une grande maturit? industrielle, ont une efficacit? limit?e pour incin?rer le plutonium, les actinides mineurs et les produits de fission.
     Actuellement seule l'incin?ration du plutonium est pratiqu?e sous forme de combustible MOX. La formation de plutonium 238 et 242, qui sont des poisons neutroniques, limite probablement ? un ou deux le nombre de recyclages en REP.
     En tenant compte du fait que seulement 10% du combustible des REP peut ?tre du combustible MOX, le surco?t de son introduction en r?acteur peut ?tre estim? ? 0,1 centime/kWh.
     L'utilisation du combustible MOX dans les REP ne peut que ralentir, de 30 ? 40%, la croissance actuelle du stock de plutonium, sans parvenir ? le stabiliser et encore moins ? le faire d?cro?tre.
     Il importe n?anmoins de d?velopper des recherches dans la voie de l'incin?ration du plutonium et des actinides dans les REP et d'inclure cette option dans le cahier des charges des futurs r?acteurs, dans l'optique de renouvellement du parc.
3.3.2 L'incin?ration des actinides dans les RNR
     Pour l'incin?ration des d?chets, les RNR offrent par rapport aux REP l'avantage de r?action se produisant pratiquement sur tous les isotopes en raison du large spectre en ?nergie du flux neutronique.
     Une seule exp?rience importante, SUPERFACT, a ?t? men?e aupr?s de Ph?nix de 1986 ? 1988 avec des cibles contenant du neptunium et de l'am?ricium.
     Les RNR semblent pouvoir fonctionner avec des taux de g?n?ration pour le plutonium tr?s variables autorisant des fonctionnements en surg?n?rateur ou ? l'inverse en incin?rateur.
     La modification du taux de g?n?ration sur les performances techniques et ?conomiques d'une centrale ?lectrog?ne se traduit par un surco?t qui reste ? ?valuer mais dont l'impact peut ?tre r?duit si l'installation est optimis?e pour cette fonction.
     Les RNR incin?rateurs seraient assez sensiblement diff?rents de Superph?nix et d'importantes ?tudes de principe doivent ?tre men?es pour d?finir et calculer un r?acteur ? forte capacit? incin?ratrice. La r?alisation d'un premier r?acteur industriel prendrait environ 20 ans.
     Diff?rents programmes exp?rimentaux devraient ?tre envisag?s pour explorer cette voie avec Ph?nix et Superph?nix. Des exp?riences utiles pourraient ?tre conduites pour ?valuer certaines propositions, contribuer ? d?velopper les technologies correspondantes et valider les solutions industrielles qui en r?sulteraient.
     Ph?nix est flexible avec ses cycles courts de 3 mois qui permettent un suivi fin des ?volutions sous irradiation, en particulier:
     - validation des param?tres neutroniques des actinides,
     - comportement m?tallurgique et m?canique d'?chantillons de combustibles ? base d'actinides.

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     Ce r?acteur pr?sente par contre les inconv?nients suivants:
     - il risque d'atteindre sa fin de vie dans quelques ann?es.
     - il n'est pas repr?sentatif des conditions d'incin?ration d'un r?acteur industriel,
     - il ne permet pas de qualification du proc?d? d'incin?ration ? une ?chelle signficative,
     - il ne permet pas d'atteindre des taux d'incin?ration ?lev?s.
     Avec Superph?nix on peut envisager, en plus du retour d'exp?rience sur les technologies mises en oeuvre:
     - pour le prochain chargement, de supprimer les couvertures radiales pour ?viter d'accro?tre le stock de plutonium.
     - pour le chargement suivant, de modifier plus profond?ment la configuration du r?acteur pour fonctionner ? taux de g?n?ration voisin de 0,8, en consommant environ 200 kg de plutonium par an.
     Superph?nix ne permet pas d'?tudes param?triques ou d'?tudes fines en ?volution, en raison du rythme de renouvellement des assemblages (3 ans). Par contre il autorise:
     - la validation globale et ? une ?chelle pr?industrielle de l'incin?ration d'actinides,
     - la destruction d'une quantit? notable d'actin?des mineurs (de l'ordre d'une centaine de kilogrammes par an).
     - L'exp?rimentation ? une ?chelle pr?industrielle de l'incin?ration du neptunium. Ces programmes de recherche dureraient 15 ? 20 ans et contribueraient ? l'?valuation technico-?conomique de l'utilisation des RNR en incin?rateurs.
3.3.3 L'incin?ration coupl?e dans un parc REP et RNR
     A l'horizon de 30 ou 40 ans on peut donc concevoir la mise en oeuvre d'un parc ?lectronucl?aire compos? de REP et de RNR incin?rateurs qui pourrait assurer la stabilit? de l'inventaire de plutonium ? environ 300 tonnes, r?partis dans les REP, Les usines de retraitement et les RNR.
     Sous r?serve des r?sultats des ?tudes, exp?riences et ?volutions des REP et RNR de nouvelle g?n?ration, on peut estimer que la solution d'?quilibre correspondrait ? environ 2 RNR pour 2 ? 4 REP.
     Les remarques faites plus haut indiquent que le co?t ?conomique d'une telle strat?gie de cycle ferm? (? stock de plutonium constant) pourrait atteindre 5 centimes/kWh, compte tenu de la n?cessaire extension (sans doute doublement) de l'installation de retraitement de la Hague. Cette estimation n'inclut pas le co?t des recherches et d?veloppements permettant d'aboutir ? la construction de RNR industriels, que ce co?t soit pris en compte par des consid?rations de politique ?nerg?tique ou au niveau des probl?mes de gestion de la fin du cycle comme il est fait ici.
3.4. Les voies de recherche pour le long terme
     L'?limination des produits de fission, dont certains ont une radiotoxicit? importante, exige le d?veloppement et la mise en oeuvre de techniques sp?cifiques.
     Les 750 kg de produits de fission d?charg?s chaque ann?e d'un REP moyen de 1.000 MW? (voir chapitre 3.1.1) contiendront encore au bout de 10 ans environ 80kg d'isotopes radiotoxiques ? vie longue.
     Les plus importants en quantit? sont:
     - le c?sium 135 (environ 35kg),
     - le techn?tium 99 (18kg),
     - le zirconium 93 (16kg),
     et en moindres quantit?s l'iode 129 (3 kg), le palladium 107 (5 kg).
     Les quantit?s totales pour le parc fran?ais sont environ 50 fois plus grandes. 		suite:
     La destruction de ces isotopes pose des probl?mes ardus. Pour optimiser l'efficacit? de toute voie de transmutation, il faut d'abord effectuer leur s?paration isotopique de la masse totale initiale des produits de fission. Ensuite, comme ces isotopes ne sont pas des combustibles fissiles comme les actinides, leur transmutation en ?l?ments stables doit ?tre r?alis?e par des r?actions nucl?aires endothermiques sp?cifiques, induites par des projectiles tels que neutrons, protons, photons ou noyaux l?gers.
     Cependant les probabilit?s de ces r?actions sont beaucoup plus faibles que celles associ?es ? la fission des actinides. Par cons?quent pour obtenir des rendements acceptables, les flux de particules induisant la transmutation doivent ?tre beaucoup plus ?lev?s que ceux obtenus avec les techniques actuelles.
     La transmutation des produits de fission en quantit? pond?rale importante exige donc des ?tudes fondamentales pouss?es et des technologies innovantes.
     Au Japon, le projet OMEGA poursuit entre autres l'?tude th?orique et exp?rimentale des rendements de transmutation de divers proc?d?s tels que l'utilisation de neutrons ?nergiques obtenus ? haut flux par catalyse muonique ou encore de neutrons thermiques associ?s ? des cibles mobiles. Les rendements, avec les technologies actuelles, sont encore tr?s insuffisants.
     D'autres voies font appel ? des r?acteurs ? haut flux qui pourraient traiter simultan?ment les actinides et les produits de fission. Un gain de un ou deux ordres de grandeur par rapport aux flux neutroniques disponibles permettrait de r?duire de fa?on tr?s sensible la production d'actinides radioactifs ? vie longue, de m?me que l'inventaire de ces d?chets.
     Cependant la r?alisation de r?acteurs ? tr?s haut flux paraissant se heurter ? des difficult?s difficilement surmontables, il a ?t? propos? de produire ces flux neutroniques en couplant un acc?lerateur de protons ? un r?acteur sous critique. Ainsi, aux USA, le projet ATW de Los Alamos se propose d'induire aussi bien la transmutation des produits de fission que la fission des actinides par double capture neutronique, avec un syst?me mixte constitu? par un acc?l?rateur de protons de haute ?nergie, dans le domaine du GeV, et ? tr?s haute intensit?, produisant des neutrons par des r?actions de spallation sur une cible situ?e dans un r?acteur sous-critique.
     Les calculs laissent entrevoir des perspectives tr?s s?duisantes quant aux performances que l'on pourrait atteindre avec un tel ?quipement. Il serait en effet producteur d'?nergie, n'immobiliserait dans son inventaire que quelques dizaines de kilogrammes de produits radioactifs, ?liminant ainsi le probl?me du traitement des produits de fin du cycle ?lectronucl?aire et pourrait fonctionner comme r?acteur ?lectrog?ne autonome avec un combustible de thorium.
      Les incertitudes technologiques de tels projets sont encore consid?rables (facteur 100 par rapport ? l'existant sur l'intensit? des faisceaux dans le cas des acc?l?rateurs, tenue des mat?riaux au rayonnement, etc.) et exigent des ?tudes importantes en physique nucl?aire, en technique des acc?l?rateurs, en neutronique des piles, en s?paration chimique et isotopique, en tenue des mat?riaux sous irradiation forte, etc. On peut pr?voir des ?tudes fondamentales sur 10 ou 20 ans et des d?veloppements technologiques tr?s difficiles au-del?.
     La France est un pays o?, gr?ce au d?veloppement de l'industrie ?lectronucl?aire et ? l'exp?rience acquise dans la construction et la gestion des acc?l?rateurs, existent des comp?tences importantes sur les redoutables probl?mes technologiques qui devraient ?tre ?tudi?s dans une telle perspective. Ces comp?tences devraient ?tre mises ? contribution dans le cadre du large programme d'?tudes que ce rapport recommande pour le traitement des produits de la fin du cycle.
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4. Recommandations et Conclusions
     Les pays engag?s dans des programmes ?lectronucl?aires ont fait diff?rents choix de traitement des produits de fin de cycle du combustible nucl?aire. Certains, comme les USA et la Su?de, ont d?cid? d'enfouir directement les combustibles us?s. La France et le Japon ont choisi le retraitement, qui permet de r?cup?rer les mati?res fissiles dans les combustibles us?s, suivi de l'enfouissement des d?chets ? haute activit?.
     Toutes ces solutions ont en commun l'enfouissement g?ologique d?finitif des d?chets radioactifs. Les connaissances acquises sur ce mode de stockage sont d?j? suffisamment avanc?es pour pouvoir affirmer qu'une solution de base existe.
     N?anmoins des programmes de recherche et des r?flexions men?s dans plusieurs pays laissent esp?rer la possibilit? de r?duire significativement la production de substances radioactives associ?es ? la production d'?nergie, et en particulier de plutonium, mati?re premi?re pour bombe atomique, dont l'accumulation est pr?occupante.
     De tels progr?s devraient r?duire encore plus les risques associ?s ? l'?nergie nucl?aire, en particulier ceux encourus par les g?n?rations futures, et devraient, s'ils sont bien compris, am?liorer l'acceptation sociale de la fili?re ?lectronucl?aire dans son ensemble.
     La France, par son exp?rienee industrielle du retraitement et son avance dans le d?veloppement des RNR, a de nombreux atouts pour mener un programme de recherches visant cet objectif. Les recommandations qui suivent se placent dans ce cadre.
4.1 Le calendrier de d?cisions
     L'entreposage des combustibles irradi?s non retrait?s et des d?chets ? haute activit? provenant du retraitement offre une s?ret? satisfaisante. Il est de toute mani?re n?cssaire durant 30 ? 50 ans pour permettre leur refroidissement. De nombreux choix technologiques peuvent rester ouverts durant cette attente.
     Il para?t raisonnable d'utiliser ce r?pit pour mener les recherches de perfectionnement de la solution de base cit?e dans le pr?ambule.
     La loi du 30 d?cembre 1991 officialise un d?lai ne pouvant exc?der 15 ans avant la cr?ation de stockage g?ologique. Un programme ambitieux de recherche et d?veloppement sur l'aval du cycle exigera plusieurs d?cennies, ce qui n'est pas incompatible avec la dur?e des cycles du combustible nucl?aire.
4.2. Les crit?res de s?ret?
     Jusqu'? pr?sent la production de d?chets radioactifs ? vie longue paraissait in?luctable. En cons?quence, la r?flexion concernant la s?ret? imm?diate et la responsabilit? envers les g?n?rations futures s'est focalis?e sur la possibilit? de confiner ces d?chets. Seule exception, l'utilisation du plutonium a ?t? d?velopp?e, sous la forme des combustibles MOX et dans les RNR, pour ?conomiser la mati?re premi?re.
     Depuis, les ?tudes de s?ret? des stockages ont ?volu?. Apr?s avoir ?t? centr?es sur les migrations de mati?res mesur?es par les luites ? l'exutoire, elles doivent prendre en compte les ?v?nements g?ologiques exceptionnels et les risques d'intrusion accidentelle ou volontaire.
     Or certaines solutions de traitement des produits de l'?val du cycle ?lectronucl?aire conduisent ? cr?er de v?ritables gisements d'uranium l?g?rement enrichi, d'actinides mineurs et surtout de plutonium dont les g?n?rations futures pourront faire le meilleur ou le pire usage. Les risques d'intrusion qui en r?sultent ne doivent pas ?tre n?glig?s dans l'?valuation des risques li?s au stockage. La multiplication des sites de stockage cr?erait ?galement des difficult?s qui doivent ?tre prises en compte.
     Dans ces conditions, on pourrait consid?rer comme un objectif majeur de sauvegarde de l'environnement la limitation des masses de radionucl?ides cr??s par l'activit? humaine, sans pour autant n?gliger les probl?mes de s?ret? nouveaux d?coulant de solutions innovantes.
     Il faut ?tendre les crit?res de s?ret? choisis pour ?valuer les solutions ?tudi?es.
     L'objectif de minimiser l'inventaire des produits radioactifs de l'aval du cycle ?lectronucl?aire doit ?tre envisag? au m?me titre que celui du confinement. 		suite:
4.3. La fili?re des r?acteurs ? neutrons rapides
     L'objectif ?nonc? au chapitre 4.2 de limiter l'inventaire des actinides conduit ? pr?ter une attention particuli?re aux r?acteurs susceptibles de fissionner ces atomes.
     M?me en utilisant le combustible MOX, les REP, qui fonctionnent ? l'uranium, ne peuvent que ralentir la croissance du stock de plutonium, sans r?ussir ? le stabiliser. Ces diff?rents processus ont ?t? d?velopp?s au chapitre 3.
     Dans les RNR au contraire, les neutrons ont un flux et une ?nergie plus ?lev?s, ce qui permet l'incin?ration efficace de tous les isotopes du plutonium et des actinides mineurs.
     La faisabilit? technique de l'incin?ration des actinides parait acquise. Les RNR offrent par ailleurs la possibilit? de r?guler le stock de plutonium par r?glage ? des taux de g?n?ration diff?rents.
     Le bilan ?conomique de telles r?alisations doit ?tre ?tudi? avec soin et peut varier dans des proportions importantes selon que les RNR fonctionnent en surg?n?rateur ou en sous-g?n?rateur incin?rateur d'actinides.
     Les autres solutions propos?es sont encore au stade du concept scientifique. Les RNR sont donc aujourd'hui incontournables pour un projet ayant pour objectif l'incin?ration des actinides.
     Il faut poursuivre les recherches techniques et l'?valuation ?conomique concernant les r?acteurs ? neutrons rapides qui apparaissent aujourd'hui comme la seule voie pour r?duire efficacement le stock de plutonium et d'autres actinides.
4.4. L'incin?ration des actinides dans les RNR existants
     Si la faisabilit? de l'incin?ration des actinides para?t acquise, de nombreuses ?tudes technologiques seront n?cessaires pour mettre au point les assemblages combustibles renfermant les actinides ? incin?rer. Des connaissances nouvelles devront ?tre acquises pour optimiser la conduite des r?acteurs.
     Des exp?rimentations sur des RNR sont indispensables, ? la fois dans le cadre de la recherche et d?veloppement, et pour la validation exp?rimentale des solutions. Les r?acteurs Ph?nix et Superph?nix peuvent donc contribuer utilement et de fa?on sp?cifique ? ces activit?s.
     Ph?nix, avec un cycle de rechargement de 3 mois, permet des exp?riences de courte dur?e sur de faibles volumes. Il est bien adapt? aux ?tudes de neutronique et de mise au point de mat?riaux. Cependant il n'est pas repr?sentatif des conditions de fonctionnement d'un r?acteur industriel et ne permet pas d'atteindre des taux d'incin?ration ?lev?s; de plus la question de la dur?e de vie de Ph?nix peut se poser aujourd'hui.
     Dans la mesure o? le programme d'?tude sur l'incin?ration des actinides dans les RNR para?t imposer ce type de moyens d'exp?rimentation, l'acc?s ? un r?acteur de type ?quivalent, assurant la rel?ve de Ph?nix, devrait ?tre assur?.
     Superph?nix, bien que n'?tant pas con?u comme un r?acteur de recherche, autorise l'exp?rimentation sur de grands volumes dans les conditions de fonctionnement interne d'un r?acteur industriel et il permet d'?tudier le fonctionnement d'un RNR en sous-g?n?rateur de plutonium. Cependant le chargement ? intervalle de trois ans devrait conduire ? r?server Superph?nix ? la validation de technologies en fin de d?veloppement.
     De ce fait Superph?nix ne peut pas se substituer ? Ph?nix en tant que r?acteur de recherche.
     L'?tude de l'incin?ration des actinides dans les RNR impose des exp?rimentations diversifi?es dans des r?acteurs tels que Superph?nix et Ph?nix.
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4.5. La contribution de Superph?nix
     Le r?acteur Superph?nix a ?t? construit pour produire de l'?lectricit? et du plutonium destin? ? ?tre utilis? comme combustible industriel. Dans la perspective ?tudi?e ici qui consiste ? contr?ler au mieux les inventaires d'actinides, il conviendrait ? l'?vidence de faire fonctionner Superph?nix en sous-g?n?rateur. Il suffit pour cela de ne pas le doter de couvertures fertiles. Toutefois il ne peut ?tre transform? en r?acteur incin?rateur d'actinides ? l'?chelle industrielle.
     Cependant les r?acteurs incin?rateurs que l'on peut aujourd'hui envisager auraient de nombreuses technologies en commun avec Superph?nix. Le retour d'exp?rience sur ce reacteur profite donc ? l'ensemble des d?veloppements futurs sur les RNR quelle que soit leur configuration.
     Compte tenu des contraintes techniques, Superph?nix ne pourra pas fonctionner en sous-g?n?rateur avant cinq ans. Il sera alors possible de mener dans son coeur des exp?riences d'incin?ration d'actinides. Dans cette perspective, le troisi?me coeur de Superph?nix devrait comporter des innovations importantes par rapport aux coeurs pr?c?dents et les ?tudes correspondantes devraient ?tre entreprises d?s maintenant.
     Compte tenu du co?t et des contraintes d'exploitation de Superph?nix, ces exp?riences devraient rester compatibles avec le fonctionnement ?lectrog?ne du r?acteur.
     Superph?nix se pr?te ? des exp?riences d'incin?ration qui apparaissent compl?mentaires de celles r?alisables aupr?s de Ph?nix pour les raisons suivantes:
     - volume disponible ?lev? pour les exp?riences,
     - faible sensibilit? du coeur aux perturbations,
     - flux neutronique ?lev? et repr?sentatif des r?acteurs de grande puissance (d?s lors que Superph?nix fonctionnerait ? sa puissance nominale).
     Ces caract?ristiques et la dur?e des essais sont bien adapt?es ? la validation d'assemblages prototypes, mis au point par des exp?riences plus l?g?res dans des r?acteurs d'?tudes.
     Superph?nix peut donc ?tre un outil de validation des ?l?ments du combustible d'un RNR industriel incin?rateur, en aval des recherches conduites aupr?s d'un r?acteur souple et bien adapt? de type Ph?nix. D?s lors qu'un programme industriel associant des REP et des RNR incin?rateurs serait mis en route avec l'objectif de stabiliser l'inventaire de plutonium et d'actinides mineurs, une telle validation serait indispensable, et Superph?nix constituerait le r?acteur prototype qui permettrait d'y proc?der.
     Il convient de rappeler ici que ce rapport ne se prononce que sur l'utilisation sp?cifique de Superph?nix dans la perspective de l'incin?ration des produits du cycle ?lectronucl?aire et que l'examen de la contribution que pourraient apporter ? long terme les RNR ? la politique ?nerg?tique, et du r?le particulier de Superph?nix dans une telle perspective ne rel?vent pas du domaine de comp?tence de ce rapport.
     Superph?nix peut contribuer aux recherches sur l'aval du cycle de deux mani?res: d'une part par le retour d'exp?rience en vue de la construction des futurs RNR incin?rateurs, d'autre part par la validation de l'utilisation de combustibles assurant l'incin?ration d'actinides ? une ?chelle industrielle.
4.6. La transmutation des produits de fission
     Les produits de fission ? vie longue repr?sentent une part notable de la nocivit? ? long terme des d?chets. Ils ne sont pas fissionnables, leur transmutation dans les r?acteurs est ? priori difficile, du fait des sections efficaces neutroniques plus faibles.
     L'utilisation de faisceaux de particules g?n?r?s par des acc?lerateurs ne permet actuellement d'atteindre une efficacit? suffisante que si des r?actions nucl?aires b?n?ficiant de ph?nom?nes de r?sonance permettaient de gagner plusieurs ordres de grandeur. 		suite:
     Il est recommand? de renforcer les recherches de physique nucl?aire dans ce domaine, de pr?f?rence dans le cadre d'une collaboration internationale.
     L'incin?ration dans des syst?mes hybrides (un acc?l?rateur coupl? ? un r?acteur sous-critique) propos?e aux Etats-Unis n?cessite des d?veloppements technologiques importants dans le domaine des acc?l?rateurs et consid?rables dans celui des mat?riaux et des r?acteurs (sel fondu, graphite, lithium fondu). Cette solution offre des perspectives tr?s int?ressantes dans la r?duction des inventaires. Il est recommand? que les acteurs fran?ais comp?tents contribuent ? ces travaux sur le plan th?orique.
     Un programme de recherches de base doit ?tre mont? sur la transmutation des produits de fission, pour lesquels les solutious les plus innovantes doivent ?tre explor?es.
4.7. Le programme de recherche sur l'aval du cycle
     La loi du 30 D?cembre 1991 prescrit que "le gouvememcnt adressera au Parlement un rapport sur l'?tat d'avancement des recherches et d?veloppements concernant la gestion des d?chets radioactifs" et que "l'ANDRA, en coop?ration notamment avec le CEA, participera ? la d?finition et contribuera aux programmes de recherche et d?veloppement".
     Ces exigences impliquent la d?finition d'un programme national de recherche, associant les diff?rents acteurs comp?tents dans les domaines pr?vus par la loi et rappel?s au chapitre 1.3. En font ?videmment partie le CEA et l'ANDRA. Doivent certainement ?tre aussi associ?s l'EDF, exploitant ?lectronucl?aire, et la COGEMA op?rateur industriel du retraitement. L'ouverture des recherches sur les sciences de la terre, la physique nucl?aire, la radiochimie et enfin la chimie industrielle justifie que des organismes tels le CNRS, le BRGM et les ?tablissements d'enseignement sup?rieur participent ? la d?finition et ? la r?alisation du programme.
     Il est urgent que les pouvoirs publics prennent les initiatives et mettent en place les structures habilit?es ? d?finir et piloter ces recherches et capables de mobiliser les moyens, notamment budg?taires, n?cessaires ? leur r?alisation.
     La mobilisation des capacit?s nationales devrait s'accompagner d'une ouverture accrue ? la coop?ration internationale notamment avec les pays de la communaut? europ?enne, les Etats-Unis, le Japon et la Russie.
     Les principaux axes de recherche qui peuvent ?tre identifi?s actuellement, sont les suivants:
     - la poursuite des ?tudes sur le stockage g?ologique en utilisant en particulier les laboratoires souterrains, en prenant en compte les diff?rentes options: stockage direct, stockage apr?s retraitement simple des combustibles uranium ou MOX, stockage apr?s retraitement pouss? etc.
     - l'optimisation des REP actuels et futurs avec pour objectif une minimisation de la radiotoxicit? des produits de fin de cycle, un traitement plus ais? des combustibles irradi?s, ou l'incin?ration de certains actinides,
     - l'ensemble des proc?d?s de retraitement pouss? en vue de l'incin?ration ou de la stabilisation chimique des d?chets,
     - l'incin?ration des actinides dans les RNR,
     - l'?tude des r?actions nucl?aires pouvant ?tre utilis?es pour transmuter efficacement les produits de fission,
     - l'?tude de faisabilit? de dispositifs susceptibles de r?duire fortement les inventaires de produits radioactifs et de les mettre en oeuvre (acc?l?rateurs seuls ou coupl?s ? des r?acteurs sous-critiques, r?acteurs ? haut flux).
     Il est urgent de d?finir et d'entreprendre le programme de recherches diversifi? pr?vu par la loi du 30 d?cembre 1991. L'organisation de ce programme doit ?tre pr?cis?e. Il doit ?tre ouvert ? de nouveaux acteurs nationaux et ? la coop?ration internationale.
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1. D?sign?s dans la suite de ce rapport par l'abr?viation REP.
2. D?sign?s dans la suite de ce rapport par l'abr?viation RNR.
3. Mixed Oxyde - combustible mixte d'oxydes d'uranium et de plutonium.
Analyse du rapport du Ministre de la Recherche et de l'Espace
? Monsieur le Premier Ministre
Rapport remis le 17 d?cembre 1992
Remarque pr?liminaire
     L'objet de ce rapport est "Le traitement des produits de la fin du cycle ?lectronucl?aire et la contribution possible de Superph?nix". En cons?quence les 7 premi?res pages du rapport (sur 22) qui, sous l'intitul? "pr?sentation g?n?rale" rappellent les acquis du programme ?lectronucl?aire fran?ais sont hors sujet et n'apportent aucun ?claircissement sur l'utilisation de Superph?nix pour r?soudre les probl?mes de fin de cycle.

1. Pr?sentation g?n?rale
1.1. Les acquis du programme ?lectronucl?aire fran?ais
     Le rapport pr?sente l'ensemble du programme avec l'objectif de poser un premier verrou:
     - La France a d?ja tellement investi que le point de non retour est d?ja franchi. Air connu: La Villette, Concorde,... Superph?nix. Il n'est pas m?me envisag? que pers?v?rer dans l'erreur n'a jamais ?t? une n?cessit?. On pourrait d'ailleurs utilement se rappeler la sid?rurgie et le charbon, on avait aussi investi et pourtant il a bien fallu se r?soudre ? l'arr?t.
     On pourrait aussi analyser les arr?ts actuels de REP aux USA. En effet les compagnies pr?f?rent mettre ? l'arr?t d?finitif parce que ramener un r?acteur ayant eu un gros probl?me ? un niveau de sûreté suffisant semble une opération non seulement très coûteuse mais techniquement peu fiable.
     - Il n'est pas oublié le couplet sur le rôle significatif que ce programme nous permet de jouer au plan mondial.
1.2 Les difficultés et les incertitudes.
     Elles concernent les RNR et la gestion de la fin du cycle. C'est bien désagréable pour un programme qui "a été conçu avec une grande cohérence vis à vis de ces flux internes de matières nucléaires, combustibles et déchets" de s'avérer incapable d'apporter une solution justement aux déchets.
     Les rédacteurs semblent avoir des doutes sur la cohérence de la conception car la notion de cohérence apparaît 2 fois de suite: "ce programme présente une grande cohérence...". Cela ne fait guère que 15 ans que les associations de défense de l'environnement dénoncent l'absence de politique concernant les déchets.
     Un a priori apparaît dès ce chapitre: La politique de gestion des produits de la fin du cycle suppose l'existence des RNR.
     C'est oublier que le retraitement des combustibles irradiés et la voie chimique (PUREX) mise en oeuvre par extraction par solvant organique (TBP) ont été choisis pour des raisons de production de plutonium à destination militaire. Ces voies n'ont jamais garanti une fin de cycle gérable.
     Le dilemme devant lequel le décideur se trouve placé quant au devenir du plutonium est fort intéressant, car c'est bien la première fois que l'on voit des responsables du programme nucléaire se préoccuper des générations futures. Un groupe de travail a osé se pencher sur ce problème, en 1981, le fameux groupe CASTAING. 

suite:
     Ce fut, alors, considéré par les responsables du nucléaire français comme une ingérence intolérable (Cf. les réunions du Conseil Supérieur de Sûreté Nucléaire où furent présentés les divers rapports "Castaing").
     Il est écrit en 1.2, dernier § que: Si on enfouit le Pu avec les déchets on va créer des "mines" dont l'exploitation par les générations futures pourrait déboucher sur la constitution d'arsenaux nucléaires.Comme par ailleurs il est dit que ces risques d'intrusion en raison des "barrières institutionnelles" ne devraient pas intervenir avant plusieurs millénaires, on peut imaginer que ces générations futures vont se trouver dans la situation de l'archéologue qui déterre des glaives romains. Vu les progrès (???) de la science et l'amélioration de l'art de s'entre-tuer, il est probable que l'armement nucléaire tel que nous le concevons aujourd'hui sera obsolète dans quelques millénaires et donc que la bombe à fission sera une pièce de musée.
1.2.  Le développement des réacteurs à neutrons rapides
     Le programme de RNR "a connu en France et dans le monde des débuts prometteurs... Ce projet a été dés ses débuts l'objet d'oppositions et de critiques...". On pourrait éviter de réécrire l'histoire.
     - Les RNR ont été arrêtés aux USA, d'une part parce qu'un coeur de prototype a fondu et d'autre part parce qu'ils n'ont pas réussi à mettre en place une sûreté suffisante pour Clinch River (300 MWé seulement).
     - Quant aux oppositions françaises elles n'ont rien pu faire comme d'habitude mais Superphénix est tombé en panne sans aide extérieure!!
     La fin du cycle reste un problème sans solution: comment peut-on envisager les RNR et rien qu'eux? Il est manifeste qu'il s'agit d'un parti pris maintes fois dénoncé. Quand va-ton admettre de chercher toutes les pistes et pas seulement celles prônées par le CEA depuis 1964. A force de laisser à d'autres pays le soin d'examiner les autres solutions on devra à terme leur acheter leurs techniques. La France, 2ème puissance nucléaire mondiale, ne peut se permettre ce luxe. Or les rédacteurs proposent bien des voies alternatives mais après avoir tellement misé sur autre chose (le recours au RNR) que cela ne va pas encourager le CEA a faire un effort. Remarquons d'ailleurs que cette attitude - utilisation des RNR - est toute récente car la dernière thèse sur le sujet date de 1978 et conclut à la non faisabilité industrielle. Mieux, elle montre que l'on peut brûler des actinides et du plutonium mais que cela ne résout rien du tout quant à l'accroissement des stocks de déchets.
     En ce qui concerne Superphénix, attendons le nouveau dossier de sûreté pour statuer sur la prise en compte des "exigences nouvelles en matière de sûreté" mais rappelons le rapport de la DSIN: "...Ces différentes considérations conduisent à penser que le développement de futurs réacteurs rapides nécessiteraient de réexaminer et vraisemblablement de modifier de manière assez importante la conception de ces réacteurs."
p.15
     Les auteurs auraient pu faire moins court sur un tel sujet et tenir compte des réserves de la DSIN avant de se lancer dans une prospective d'utilisation d'un réacteur qui en 6 ans a fonctionné l'équivalent de 6 mois!
     Cependant à notre avis les incidents répétitifs et sans explication aussi bien à Phénix qu'à Superphénix obligent à exiger l'arrêt des RNR français actuels.
1.2.2 Le traitement et le stockage des produits de fin de cycle
     Qualifier le stockage en profondeur de solution de référence est une extrapolation des travaux qui vont être menés pendant 15 ans dans des laboratoires. Si on pose les conclusions avant d'avoir fait travailler les laboratoires il ne faut pas s'étonner des réticences des populations concernées.
     En effet rien ne permet une telle conclusion. La comparaison entre les études in situ est difficile car ces sites n'ont aucun point commun et on ne peut pas étendre les résultats d'un site à un autre site. Quant aux simulations elles se valident sur un site et ne peuvent être étendues aux autres par manque de recoupement entre les différentes structures. Il est donc pour le moins prématuré de conclure que le stockage souterrain est LA solution, c'est une voie à explorer mais elle n'a pas de priorité.
1.3 La fin du cycle et la loi
     Une loi votée en 1991 a permis au pouvoir législatif d'intervenir sur le nucléaire. Il faut maintenant mettre en place les décrets et surtout ne rien faire d'irréversible. Notons une incohérence qui est par nature maladroite: page 5 il est dit que la loi "édicte un moratoire de 15 ans avant tout stockage souterrain", puis page7 "première étape dans 15 ans", page 10 "phase d'attente de 15 ans qui sera mise à profit pour tester la tenue des conditionnements actuels", pourquoi ce délai se transforme-t-il page 17 en "un délai ne pouvant excéder 15 ans avant la création de stockage souterrain."?
     Il est regrettable que les rédacteurs interprètent la loi dans le sens qui les arrangent. La loi établit un délai de 15 ans pour faire des études et donne 15 ans maximun pour un examen des résultats. Il y a déja suffisamment de points d'ombre et de suspicion possible dans le texte. Les réserves des Associations sont légitimées par un tel rapport car il pourrait être établi que le stockage souterrain est une aberration. Que ferait-on? Le rapport tel quel suggère qu'on fera du stockage profond quand même.
1.4 Quelles recherches pour la fin du cycle?
     Il est admirable de lire "la réflexion sur l'aval du cycle et celle de l'avenir des RNR sont donc inséparable" mais on aurait pu ajouter que ne pas retraiter pouvait aussi être une voie.
     On aurait pu aussi écrire que limiter le programme à ce qu'on est capable de gérer en est une autre à explorer.
     On pourrait faire des réacteurs du futur avec un cycle comme celui des Candu où retraiter est inutile parce que le combustible usé ne contient plus assez de produits fissiles.
     Il est juste dit que "les combustibles usés soient optimisés vis à vis du traitement envisagé ou du stockage."
     Il est reconnu que "une solution durable pour l'aval du cycle demandera un effort de recherche diversifiée s'étendant de la recherche de base vers la recherche technologique, et couvrant plusieurs décennies."

2. Hypothèses de base pour la réflexion sur le traitement des produits de fin de cycle nucléaire
     Les préliminaires sont assez clairs:
     "les investissements qu'imposerait la construction d'un parc de centrales de substitution serait extrêmement coûteux, même dans le cas de technologies maîtrisées."
     Cette affirmation élimine les RNR comme nouvelle filière et le rapport précise:
     "...ne s'intéresse aux RNR que sous l'angle de leur contribution au traitement des produits def in de cycle".

suite:
     Intéressant si on se rappelle qu'il faut un RNR pour environ 3 REP comme cela est écrit page 15:
     "Sous réserve des résultats des études, expériences et évolution des REP et RNR de nouvelle génération, on peut estimer que la solution d'équilibre correspondrait à environ 1 RNR pour 2 à 4 REP."
     Cette manie de toujours donner les conclusions des études avant de les faire tourne à l'obsession et rend les études suspectes.

3. Les différentes voies de gestion des déchets nucléaires
     Les déchets nucléaires sont inéluctables. Ceci est vrai mais la solution pour les réduire qui consiste à provoquer d'autres réactions nucléaires doit être soigneusement étudiée car:
     - d'une part ne crée-t-on pas des produits plus dangereux et encore moins faciles à gérer?
     - d'autre part l'énergie nécessaire pour réaliser cette opération va créer quelle quantité de déchets?
     Chercher à tout prix une autre solution technique pour résoudre une impasse technique est la voie suivie parce que c'est la voie du progrès, dit-on. Et si la voie du progrès était de savoir se limiter avant d'atteindre un point où on ne gère plus mais on subit.
3.1 Le stockage
     "Il a pour objectif la mise en place de barrières physiques et institutionnelles"
     "Les barrières institutionnelles confortent le respect de l'isolement par un arsenal légal dont le respect est garanti par la pérennité de l'Etat."
     Fabuleux!! Comment garantir la pérennité de quoi que ce soit sur 10.000 ans et plus? Les Américains ont réfléchi et ont pensé aux montagnes sacrées des Indiens. Mais si le non respect du passé s'instaure en règle rien ne résistera, actuellement rien ne résisterait car rien n'est respecté: il suffit de voir les ruines de Sarajévo!
3.1.2 L'enfouissement direct profond
     "La voie de l'enfouissement direct peut être estimé à 0,5 centimes/kWh sous réserve de validation" Vous avez bien lu on estime, on suppute mais en fait on n'a aucune base pour faire l'estimation.
     De toute façon enfouissement direct ou après retraitement "l'irréversibilîté des stockages géologiques profonds qui pourra toujours être remise en cause par la rupture de la barrière institutionnelle ou géologique" le problème sera identique.
     Cette voie est tout de même reconnue comme la moins chère sur la base du bon sens: on ne manipule que le combustible, ce qui est commun à toutes les voies. Cette remarque favorise le stockage direct au plan de coûts inconnus puisqu'il y aura moins de termes dans l'addition (?). On peut quand même ajouter une note d'humour dans un rapport qui en est plein mais involontairement semble-t-il?
     Par contre l'avis officiel prétend qu'elle gaspille et qu'en plus elle crée un stock de plutonium. C'est une fois de plus une affirmation fausse car qui s'occupera de plutonium dans 10.000 ans et surtout que gaspille-t-on?
3.1.3 L'enfouissement profond après retraitement simple
     "L'intérêt du retraitement simple repose sur l'utilisation énergétique des produits séparés... plutôt que sur la réduction de la radioactivité des déchets"
     "Le volume des déchets reste encore supérieur à celui correspondant à un enfouissement direct"
     Bien sûr on espère faire de la réduction de volume mais enfin on a une vérité sur les volumes.
     Quant au coût entre 1 à 2 centimes par kWh devant être validé, c'est du pipeau comme précédemment.
 

p.16
en cours...
3.1.4 Le stockage réversible en subsurface
     6 lignes pour admettre que cela garantit réversibilité et intervention. C'est peu mais enfin c'est écrit.
3.2 Le retraitement poussé
     3 points restent pendants:
     - Le volume de déchets B n'est pas connu et doit être évalué
     - Le volume total de déchets supplémentaires doit être estimé et le stockage de ces déchets supplémentaires doit être au moins envisagé.
     - Le coût qui dépend des solutions qui sont à élaborer
     Cette voie est donc impossible à prendre en compte sans une étude sérieuse. On ne peut se contenter des études sur des éprouvettes.
3.3 L'incinération des actinides
     Comme on ne sait pas faire le retraitement poussé sauf en labo sur de très faibles quantités, que l'on n'a pas étudié ses incidences sur le volume des déchets, il n'est pas correct d'envisager des solutions qui ne sont que des fictions.
     - Incinération en REP, en RNR
     Le MOX n'est pas une solution et comme on défend les RNR on dit la vérité à savoir: "La formation de plutonium 238 et 242, qui sont des poisons neutroniques, limitent probablement à un ou deux le nombre de recyclage en REP."
     L'analyse des possibilités de Phénix ou Superphénix n'a de sens que parce que le rapport doit parler des RNR. Sinon aucun des 2 n'a jamais été testés avec des aiguilles en quantité significative : Phénix quelques essais, Superphénix aucun.
     - Incinération par accélérateur
     Il s'agit de solutions exigeant des recherches, encore des recherches et de toute façon ne pouvant être envisagé que pour de très faibles quantités.
     A dire vrai la solution qui consiste à ne pas retraiter évite aussi de se triturer les méninges sur des problèmes qui ne règlent en rien la gestion des déchets (en y incluant le Pu)
     Quant à l'incinération couplée REP - RNR elle oblige à mettre en oeuvre un parc de 10 à 15 RNR en 30 à 40 ans, ce qui n'est pas envisageable au triple plan technique, financier et délais de construction, comme d'ailleurs c'est écrit page 8 du présent rapport:
     page 14:
   Le rapport souligne: "les RNR semblent pouvoir fonctionner avec des taux de génération pour le plutonium très variables autorisant des fonctionnement en surgénérateur ou à l'inverse en incinérateur" et
     "Les RNR incinérateurs seraient assez sensiblement différents de Superphénix..."
     "Ces programmes de recherche dureraient 15 à 20 ans" 		suite:
     Et pendant ce temps là:
     - on accumulerait les stocks de Pu venant du retraitement (pour 50 réacteurs, 12 tonnes environ par AN). Heureusement qu'actuellement la Hague avec 800 tonnes dévolues aux combustibles étrangers, on ne retraite que l'équivalent de 25 réacteurs. On a donc 6 tonnes sur les bras et 6 tonnes à faire voyager!!
     - on accumulerait les sauces radioactives pour pouvoir faire de la séparation,
     - on construirait des accélérateurs, etc.
     Et tout est gratuit bien sûr!!!
     Ce qui est prodigieux c'est cette affirmation: "Les calculs laissent entrevoir des perspectives très séduisantes quant aux performances que l'on pourrait atteindre avec un tel équipement (système couplé accélérateur de protons et un réacteur). Il serait producteur d'énergie, n'immobiliserait dans son inventaire que quelques dizaines de kilogrammes de produits radioactifs, éliminant le problème du traitement des produits en fin de cycle et pourrait fonctionner comme réacteur électrogène autonome avec un combustible au thorium."
     On doit rêver mais là c'est pire. Grâce à ces idées révolutionnaires on oublie les tas actuels et on se projette vers l'avenir lointain. A chaque joujou on a toujours vu tout propre. Mais tristement il faut revenir à la réalité: le retraitement engendre des déchets et on ne pourra jarnais y échapper!!
3.4 Les voies de recherche pour le long terme.
     - Elimination des produits de fission
     Au bout de 10 ans on doit encore se soucier du césium 137. Même si à long terme c'est le césium 135 qui sera encore présent.
     80 kg que multiplie 50 ça fait 4 tonnes de produits pour lesquels il faut: "une séparation isotopique" et comme ils ne fissionnent pas, avoir des flux élevés, etc. Ce n'est pas dit mais comme pour les actinides c'est déjà quasi impossible en quantité pondérale alors pour eux c'est sans espoir.

4. Recommandations et Conclusions
     C'est juste un rappel des stratégies employées
     - USA, Suède: enfouissement direct des combustibles usés
     - France, Japon: retraitement puis enfouissement des déchets de haute activité.
     On reprend sans précaution "l'enfouissement géologique définitif" qui n'a aucune base autre que le fait que cela soulagerait les nucléocrates de ne plus voir les déchets. L'ennui est que les études menées sont parcellaires et sans lien entre elles, que les expériences passées d'abandon de décharge incitent à la plus grande prudence.
     Et on ne parle que des déchets hautement actifs alors que l'on sait que l'on doit y ajouter les déchets B - ceux contaminés par les émetteurs à vie longue.
4.1 Le calendrier de décisions
     Il y a une interprétation erronée de la loi: "un délai ne pouvant excéder 15 ans avant la création de stockage géologique": en fait la loi fixe 15 ans pour statuer sur la faisabilité, rien de plus. On sait bien que ce choix de site sera définitif quelque soit les résultats des études: il ne faut pas être naïf. On ne va pas faire des études sur un site à rejeter a priori. Ce n'est pas astucieux de l'écrire si cruement.
     Et pour finir il manque cruellement, puisque ce rapport parle de tout, un chapitre sur les stériles des mines !!

p.17
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