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

Info hebdomadaire Creys-MaIville (Isère)
Semaine il au 17janvier 1993
Fonctionnement
     Maintien à l'arrêt du réacteur depuis le 3 juillet 1990 à la suite de l'incident de pollution du sodium primaire.

Info hebdomadaire Creys-Malville (Isère)

     Superphénix. Mise en oeuvre des décisions gouvernementales arrêtées le 29 juin 1992.

     Communiqué du Premier Ministre, Pierre Bérégovoy, publié le mercredi 23 décembre1992
     "Le Premier Ministre a procédé avec les Ministres concernés à un examen de la mise en oeuvre des décisions arrêtées le 29 juin 1992 au sujet de Superphénix: le rapport de l'autorité de sûreté a été rendu public le 7 juillet 1992.
     M.Hubert Curien, Ministre de la Recherche et de l'Espace a remis le 17 décembre un rapport sur l'incinération des déchets radioactifs. Il sera également rendu public.
     Ce rapport conclut qu'il faut poursuivre les recherchés techniques et l'évaluation économique concernant les réacteurs à neutrons rapides. Ils apparaissent aujourd'hui comme la seule voie pour réduire efficacement le stock de plutonium et d'autres actinides.

      L'étude de l'incinération de ces produits radioactifs impose des expérimentations diversifiées dans des réacteurs tels que Superphénix et Phénix. Superphénix permettra en particulier de valider cette voie à l'échelle industrielle.
     L'exploitant NERSA a défini les travaux nécessaires pour faire face aux feux du sodium. Il a élaboré le dossier destiné à l'enquête publique qui prévoit la possibilité d'incinérer du plutonium et d'autres actinides. Aussi, conformément aux décisions du 29 juin, une enquête publique sera menée dès que possible, afin de permettre dans la plus grande transparence un débat contradictoire sur les garanties de sécurité des installations. La publication du rapport de sûreté et du rapport de M.Curien assure les conditions de la transparence et du débat. Au vu du dossier de l'exploitant et des observations rassemblées pendant l'enquête publique, l'autorité de sûreté rendra un avis définitif sur le contenu des travaux nécessaires et la sûreté des installations.
     La décision du Gouvernement sera prise en fonction des conclusions de l'enquête publique et de l'avis de l'autorité de sûreté."
     L'instruction du dossier technique en cours à la direction de la sûreté des installations nucléaires (DSIN) porte, dans un premier temps, sur l'analyse de modifications proposées par l'exploitant en réponse aux demandes formulées par l'autorité de sûreté.
     Une période de travaux sera ensuite nécessaire pour la réalisation, après leur approbation, des modifications liées à la sûreté.
p.3a

Avis GSIEN sur le rapport remis le 17 décembre 1992
"Le traitement des produits de la fin du cycle électronucléaire et la contribution possible de Superphénix"
     Les différents rapports élaborés depuis 1977 sur 1e problème du cycle nucléaire ont abouti à:
     - la double tutelle (ministère de l'Environnement et de l'Industrie) de la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (DSIN) permettant un meilleur traitement de la sûreté du cycle.
     - l'indépendance de l'ANDRA.
     Cependant le problème des déchets n'avait jamais été pris en charge sauf au niveau des discours et des intentions.
     La loi du 31 décembre 1991 a fixé un cadre, qui vaut ce qu'il vaut mais qui a obligé enfin à cette prise en charge aussi bien par le législatif que par les différents partenaires.
     Les premiers décrets parus seulement en janvier 1993 ont permis:
     - la nomination du médiateur,
     - 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 élaboré par des scientifiques sur le problème du traitement des déchets ne soit pas un "pour et un contre" avec une conclusion claire. Tel quel ce texte intitulé "le traitement des produits de la fin du cycle électronucléaire et la contribution possible de Superphénix" n'est qu'un plaidoyer pro domo et ne contribue pas à l'élaboration d'une solution viable.
     Le problème des déchets est l'un des problèmes cruciaux du nucléaire mais on ne peut lui trouver de solution si on ne tient pas compte de la sûreté des installations qui elle, est essentielle pour limiter les volumes. Or ce rapport prétend utiliser Superphénix pour tester des solutions de limitation de déchets; mais d'une part cet outil n'est pas adapté aux expérimentations et d'autre part les interrogations de la DSIN, ayant motivé son mantien à l'arrêt ne sont même pas mentionnées:
     - les feux de sodium pulvérisé,
     - la corrosion des structures internes lors des arrêts pour vérification qui induit qu'il faudra changer de technologie pour d'éventuels nouveaux RNR.
     En conséquence ce rapport ne peut être utilisé pour redémarrer Superphénix. Tout au plus peut-on à sa lecture réétudier les RNR mais alors il est prématuré de les utiliser pour résoudre le problème des déchets.
     Il ne répond pas aux ambitions de son titre mais pire il contribue à brouiller les cartes et à repousser la prise en charge des déchets.		      1993 est une année charnière (et les pas ont été bien petits entre 1975 et 1993)
     Il y a 14 ans Three Mile Island
     Il y a 7 ans Tchernobyl (Voir aussi dossier dédié d'InfoNuc)
     Et 56 réacteurs ou 57.000 MWé installés sur le territoire français contre 111 ou 101.000 MWé aux USA. Nous sommes vraiment les deuxièmes, les seront nous pour un accident avec rejet? Les USA ont arrêté un réacteur et concoctent l'arrêt de 12 autres après des incidents dont la gravité, à leur avis, ne permet pas d'envisager une réparation qui garantisse la sûreté du réacteur accidenté. Que penser de nos générateurs de vapeur et de nos couvercles de cuve? Notre boulimie de kW risque de nous entraîner sur une pente fatale.
     En 1975 le GSIEN avait appelé les populations à ne pas accepter le programme nucléaire préconisé par EDF sans:
     - un débat sur les besoins énergétiques de la nation,
     - une solution aux stockages des déchets,
     - une transparence sur les incidents,
     - un organisme indépendant pour surveiller les installations nucléaires.
     En 1993 le GSIEN appelle les populations à se mobiliser pour que:
     - la politique énergétique soit enfin discutée avec d'autres partenaires que EDF,
     - à la lumière des divers accidents, on limite le recours au nucléaire et à terme on fasse un programme alternatif permettant son abandon,
     - la politique de stockage des déchets ne soit pas limitée aux déchets de haute activité mais que l'on tienne compte de tous les déchets aussi bien nucléaires que chimiques, en nocivité et quantité,
     - le problème des doses de rayonnement soit l'objet d'études pluridisciplinaires et contradictoires,
     - les firmes du nucléaire cessent de mener une politique qui engagent la nation sur des sentiers irréversibles, type contrats de retraitement ou vente de courant,
     - le nucléaire militaire fasse l'objet d'une étude sérieuse au plan des déchets, des rejets et de la quantité de plutonium qu'il va finir par transmettre au civil.
Janvier 1993
p.3b
Groupement de Scientifiques pour l'Information sur l'Energie Nucléaire
(janvier 1993)
Le rapport Curien et Superphénix
1 - Bref historique
     Le rapport Curien (17 décembre 1992) concernant la fin du cycle du combustible et la possible contribution de Superphénix à la résolution de cet épineux problème gagne pour sa compréhension à être replacé dans son contexte, non seulement du programme électronucléane de la France mais aussi de la pression permanente exercée par le lobby nucléaire depuis 30 ans. Ce n'est que la traduction française de la formule qui se disait aux USA il y un demi siècle: "ce qui est bon pour Général Motors est bon pour l'Amérique".
     La problématique du réacteur à neutrons rapides s'inscrit dans "la grande cohérence du programme électronucléaire français" (formule énoncée deux fois dans le rapport Curien!).
     Il n'est pas inutile de rappeler que ce programme fut à l'origine militaire:
     - les premiers réacteurs ont été conçus et fabriqués pour produire facilement du Pu de qualité militaire (les piles plutonigènes G1, G2, G3 à Cadarache puis les graphites gaz Chinon, Saint Laurent, Bugey),
     - le procédé de retraitement choisi est celui qui permet de séparer facilement le Pu,
     - les réacteurs à 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 français, de la mine, au traitement du minerai, en passant par le façonnage pour finir par le retraitement et les déchets.
     Dans les années 75-80, la grande époque du débat nucléaire avec le lancement du programme Mesmer, 200 réacteurs pour l'an 2000, un responsable du CEA, Mr. Sousselier nous précisait que, dans la logique du programme, il était prévu pour les années 90 de construire autant de RNR[1] que de REP[2].
     Depuis les choses ont évolué à la baisse, heureusement, nous n'en sommes "qu'à" 56 réacteurs et seulement 2 RNR, Phénix et Superphénix.
     Dans quel contexte ce rapport a-t-il été demandé et rédigé? Ca n'a jamais été une préoccupation majeure du ministère de la recherche de mettre son nez dans le programme nucléaire. Le CEA et EDF sont des grands, ils ont déja du mal à supporter la tutelle de sûreté de la DSIN[3], il n'était pas en plus prévu de vérifier leurs options scientifiques.
     La politique de gestion de la fin du cycle du combustible a toujours été considérée comme une chasse gardée par les protagonistes du programme. On se souvient du "drame" provoqué par les trois rapports du groupe de travail Castaing. Cette situation de psychodrame s'est renouvelée avec les rapports Desgraupes (recensement des décharges), puis Bataille (déchets de haute activité et stockage profond) et Le Déaut (déchets de très faible activité, seuil d'exemption). Tous ces rapports ont abouti à l'indépendance de l'agence chargée des déchets (ANDRA) et à une loi (Décembre 1991) réglementant la future construction de 2 laboratoires et préconisant une politique de recherches tout azimut. 		suite:
     La mise à plat de la politique du CEA a révélé son extrême légèreté. Les idées force de 1964 - vitrification des produits hautement actifs et enfouissement géologique profond, utilisation des "vieilles" mines[4] pour réinjecter les résidus des réacteurs - avaient négligé les problèrnes de santé, les volumes, en un mot avaient vécu avec un petit programme de réacteurs et étaient complètement inadaptées à ce que représentaient 56 réacteurs.

2- Présentation du rapport
     Le contexte de la demande de ce rapport fut la situation de fin d'autorisation de fonctionnement de Superphénix (juillet 1992). En effet cette installation, suite à des incidents de fonctionnement et à des phénomènes de variation de réactivité (de puissance) intempestive et inexpliquée sur son petit frère Phénix, était à l'arrêt depuis un laps de temps (2 ans) qui rendait caduques les autorisations administratives.
     L'autorité de sûreté venait de remettre à son ministre un rapport où elle expliquait que pour des raisons bien précises de sûreté elle lui déconseillait d'autoriser le redémarrage de SPX[5]. De plus, dans son rapport elle émettait un certain nombre de considérations sur l'inutilité du fonctionnement de SPX pour l'avenir d'une filière de RNR, sa conception étant inconciliable avec les impératifs de sûreté en exploitation (tout contrôle indispensable pour la sûreté d'un élément de structure interne demanderait de l'ordre de deux ans d'arrêt (!!!) et risquerait d'induire des phénomènes de corrosion aggravant la situation).
     Préalablement à la décision (politique) du gouvernement de redémarrage de SPX eurent lieu des auditions conduites par l'office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques.
     Alors que l'objet de ces auditions étaient la sûreté de SPX vinrent se glisser quatre discours provenant:
     - du Ministre de l'Industrie Strauss-Kahn: mais c'est affreux, si on arrête SPX les actionnaires de la NERSA vont nous demander de les dédommager si le maintien à l'arrêt n'est pas uniquement le fait de considérations techniques,
     - de Bergougnoux (EDF) disant en gros: de tout cela on se moque, la seule chose qui nous intéresse c'est produire des térawatts-heure pour rentrer un peu dans nos sous,
     - des élus de la région disant: sans la patente nous sommes en cessation de paiement car nous ne pouvons pas rembourser les emprunts effectués pour réaliser les équipements nécessités par le grand chantier,
     - du ministre de la recherche Curien sortant du chapeau de nouvelles voies d'utilisation de Superphénix, le fonctionnement en sous générateur pour détruire les stocks de Plutonium et le fonctionnement en incinérateur des actinides "mineurs" (mineurs parce que produits en plus faible quantité).

p.4
     Les impératifs de survie politique ayant été plus forts que la pression du lobby pronucléaire la décision prise fut celle du non redémarrage. Mais il fut quand même demandé au ministre de la recherche de fournir un rapport développant ses idées.
     Le résultat est assez surprenant.
     Après avoir expliqué que le parc français est sur dimensionné et que le renouvellement n'est pas à envisager avant 15 ou 20 ans on peut lire que pour "stabiliser la quantité de Pu stockée en France," même avec un usage massif du combustible MOX[6], il faudrait construire 1 RNR pour 2 à 4 REP[7]. Les idées du CEA de la fin des années 70 étaient toujours vivantes. Il est tout de même admis que Superphénix, compte tenu du coeur actuel et du suivant déja prêt depuis longtemps ne travaillera pas tout de suite en sous générateur (délai 5 ans), et voilà les térawatts-heures d'EDF qui apparaissent.
     Quant à l'incinération des actinides c'est un joli morceau de bravoure. On y vante la faisabilité de la chose, même si quelques études sont encore à réaliser, par exemple:
     - pour extraire ces produits des produits de fission,
     - pour faire un bilan réaliste de ce qu'on peut vraiment introduire dans un coeur,
     - pour prévoir leur comportement au point de vue neutronique et
     - pour refaire intégralement le coeur du réacteur.
     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 poussé fut étudié 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 études (de l'époque, environ 4 ans!), la quantité d'actinides diminuerait fort peu et même pour certains actinides, augmenterait[10]. Comme quoi, suivant ce qu'on veut démontrer, en bricolant les hypothèses de départ, les experts du CEA peuvent sur le papier faire n'importe quoi.

3- Incinération et Superphénix
     Qui dit incinération neutronique, dit obligatoirement retraitement poussé destiné à extraire ces produits. Il n'y pas si longtemps, lorsque dans le cadre de la gestion des déchets des voix hors institution parlaient de retraitement poussé, ceux qui aujourd'hui présentent cette option d'utilisation de Superphénix nous opposaient un bilan à étudier entre les doses aux personnels provoquées par ces opérations supplémentaires et les doses aux générations futures[11]. Ce bilan reste à faire.
     Le problème des déchets pèse lourdement sur le nucléaire comme sur toutes les réalisations industrielles mais écrire "...la réflexion sur l'aval du cycle et celle de l'avenir des RNR sont donc inséparables." peut certes être lu comme incitant les décideurs à ne négliger aucun des aspects d'une décision mais aussi comme obligeant à inclure les RNR dans la stratégie de la gestion des déchets.
     Le GSIEN a toujours souligné qu'il ne fallait pas mélanger les problèmes: le recours aux RNR oblige au retraitement, donc ce point de passage obligé ne permet pas la réflexion sur le stockage en l'état des combustibles ou toute autre solution encore à explorer. Il est d'ailleurs écrit "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."
     L'idée qui consiste à poser en principe que l'on doit se préoccuper des déchets que l'on produit est excellente mais pourquoi se préoccuper uniquement des actinides et oublier tous les autres éléments? Est-ce le mythe des "300 ans" qui reparaît? N'oublions pas que, pour un radioélément de période 30 ans, 300 ans signifie qu'on a diminué sa quantité[12] d'un facteur 1.000. C 'est peu si on est parti de tonnes et même centaines de tonnes.

suite:
     Ce rapport traite principalement de la réduction éventuelle du volume des actinides soit dans des réacteurs, soit par tout autre moyen susceptible de produire des neutrons. C'est une prospective technologique qui ne repose sur aucune étude, sur aucun bilan. On sait que, en laboratoire sur des microgrammes on peut fissionner des actinides, on peut faire de la séparation poussée. Mais on sait aussi que pour passer du laboratoire au stade pré-industriel il faut faire un bilan réaliste en calculant les rendements à chaque stade de la chaîne.
     Et pour finir il faut faire le bilan en faisant un état aussi exact que possible des différents étages pour lancer la nouvelle chaîne industrielle:
     - Quelle quantité de déchets et quels dangers pour les travailleurs introduit le recours au retraitement poussé, 1er maillon du système?
     - Quels déchets aura-t-on dans les usines de façonnage du combustible?
     - Quels réacteurs pourront accepter ce type de combustible et comment pourra-t-on les prendre en charge à côté de la filière REP actuelle?
     - Quelle quantité de déchets aura-t-on au bout du compte?
     En ce qui concerne les réacteurs actuels:
     - Lorsque l'on charge les REP avec du MOX on ne peut recycler le plutonium que une ou deux fois,
     - Phénix et Superphénix ont de graves problèmes de sûreté et faire des études délicates avec des réacteurs non conçus pour ces études est un pari dont les conséquences peuvent être un accident grave.
     Quant à l'avenir le rapport écrit "La modification du taux de génération sur les performances techniques et économiques d'une centrale électrogène se traduit par un surcoût qui reste à évaluer..." ainsi que "Les RNR incinérateurs seraient assez sensiblement différents de Superphénix et d'importantes études doivent être menées pour définir et calculer un réacteur à forte capacité incinératrice. La réalisation d'un premier réacteur industriel prendrait environ 20 ans."
     et pour les réacteurs à haut flux ou accélérateurs il précise:
     ".. la réalisation de réacteurs à très haut flux paraissant se heurter à des difficultés difficilement surmontables, il a été proposé de produire ces flux neutroniques en couplant un accélérateur de protons à un réacteur sous critique." mais on en est au stade du calcul!
     La conclusion se passe de commentaire: "On peut prévoir des études fondamentales sur 10 à 20 ans et des développements technologiques très difficiles au delà."
     Une recommandation du rapport, page 20: "Superphénix peut contribuer aux recherches sur l'aval du cycle de deux manières, d'une part par le retour d'expériences en vue de la construction des futurs RNR incinérateurs, d'autre part par la validation de l'utilisation de combustibles assurant l'incinération d'actinides à une échelle industrielle." est en contradiction avec les autres pages du rapport et ne représente pas l'état d'avancement des réflexions. Par ailleurs cette conclusion ne tient pas compte des remarques du rapport de la DSIN:
     "...les difficultés de contrôle et d'intervention, notamment à l'intérieur de la cuve. Contrairement aux réacteurs à 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 Superphénix se chiffrerait en années d'arrêt (entre le déchargement du combustible et la vidange du sodium). De plus, la mise en air des structures pourrait engendrer des dégâts de corrosion irréversibles."
p.5
     Dans ces conditions il convient de repenser la philosophie du réacteur "pool" qui pose ce problème insoluble de contrôle rapide des structures internes et de la cuve. C'est à ce prix que la sûreté pourrait être améliorée.
     Sur ce point nous ne pouvons faire mieux que citer de nouveau le rapport de la DSIN: "Ces différents handicaps conduisent à considérer que le développement de futurs réacteurs rapides nécessiterait de repenser et vraisemblablement de modifier de manière assez importante la conception de ces réacteurs, limitant peut-être de ce fait l'intérêt de certaines acquisitions de connaissances technologiques liées au fonctionnement de Superphénix".
     Ces remarques de la DSIN ajoutées aux problèmes de sûreté ainsi qu'aux dangers auxquels serait soumise la population en cas d'accident nous conduisent à affirmer que ce rapport ne répond à aucune des questions sur la sûreté de Superphénix et ne justifie donc pas son redémarrage.
     La deuxième recommandation du rapport page 21: "L'étude de l'incinération des actinides dans les RNR impose des expérimentations diversifiées dans les réacteurs tels que Superphénix et Phénix." n'a aucune base puisque tous les paragraphes précédents concluent différemment.
     Cette affirmation est d'ailleurs réfutée sur la même page: "Dans la perspective étudiée ici qui consiste à contrôler au mieux les inventaires d'actinides, il conviendrait à l'évidence de faire fonctionner Superphénix en sous-générateur."et le bouquet final: "Superphénix ne pourra pas fonctionner en sous avant cinq ans."
     Le rapport n'est finalement en accord avec lui même que sur la transmutation des produits de fission en réclamant des recherches. Pour le reste il faut éviter de faire croire, une fois de plus, que la technique va être capable de mettre en oeuvre des dispositifs susceptibles de réduire fortement les inventaires de produits radioactifs. Les accélérateurs couplés ou non et les réacteurs à haut flux "exigent des études importantes en physique nucléaire, en technique des accélérateurs, en neutronique de piles, en séparation chimique ou isotopique, en tenue des matériaux sous irradiation forte, etc."		 4- Conclusion
     Ce rapport réclame des études, la mise à plat du problème des déchets. C'est effectivement le gros problème du nucléaire. Pourquoi a-t-on rajouté spécialement la contribution possible de Superphénix à une étude qui n'a pas besoin de cela pour être compliquée. En effet ce rapport n'apporte rien sur Superphénix et son redémarrage car:
     1 - Il n'a été répondu à aucune des questions de sûreté, donc Superphénix est toujours aussi peu fiable et doit être maintenu à l'arrêt,
     2 - En ce qui concerne l'incinération de plutonium et d'actinides aucune étude technologique ne permet de conclure à une faisabilité industrielle, les réponses ne pourront intervenir avant 20 ans. Il convient donc de mettre en oeuvre une politique de stockage aussi sûre que possible et réversible. Il faut également éviter de créer une situation incontrôlable et limiter le retraitement pour éviter les stocks de plutonium.
20-01-1993
Monique SENÉ
Raymond SENÉ
p.6
1. RNR: Réacteur à Neutrons Rapides
2. REP: Réacteur à Eau Pressurisée
3. DSIN: Direction de la Sûreté des Installation Nucléaires, sous la double tutelle des ministères de l'Environnement et de l'Industrie.
4. L'idée concrétisée sur le Site" des Bois Noirs" à Saint Priest la Prugne était d'utiliser les anciennes mines pour taire du stockage en arguant que, après tout le combustible vient de la mine. L'inconvénient de la méthode est que le Site est fracturé par les tins réaiisés pour forer les galeries et n'a plus l'intégrité nécessaire pour résister aux intrusions d'eau.
5. SPX: Superphénix
6. MOX: combustible Mixte d'oxyde d'uranium et oxyde de plutonium
7. Un REP de l GWé produit environ 200kg de Pu par an, 1 RNR de 1 GWé brûle environ 2 à 300 kg de Pu par an, en sous génération, 1 REP chargé en MOX utilisera 400kg de Pu et en donnera 300kg donc il en brûle environ 100 kg.
8. CSSIN: Conseil Supérieur de Sûreté et d'Information Nucléaire
9. Rapport de la Commission pour les questions scientifiques et techniques relatives à la gestion des déchets radioactifs auprès du Conseil Scientifique du CEA: "Séparation et transmutation des actinides mineurs", Mars 1990. Rapport établi par un groupe de travail réuni de juin1988 à avril 1989.
10. Les neutrons, qui vont faire fissionner certains noyaux ou qui vont être capturés par d'autres, ce qui donne des isotopes de durée de vie différente, proviennent de fissions qui produisent ces mêmes corps dont on veut se débarrasser. Il faut faire un bilan matière produite - matière détruite. Par ailleurs la matrice dans laquelle les produits à détruire vont être incorporés n'est pas innocente pour ce bilan. Par exemple dans ses précédentes études le CEA utilisait comme matrice de l'oxyde d'uranium appauvri (U238). Son choix, bien que présentant l'avantage d'être une des rares matrices dont on connaît le comportement dans un réacteur (c'est celle des combustibles classiques des REP, du MOX et des combustibles des RNR), retire tout intérêt à "l'incinération" neutronique.
11. loc cit ref [9], p.51: "Dans ces conditions et dans le cadre des hypothèses qui ont été prises, la séparation des actinides mineurs lors du retraitement n'apporte pas d'amélioration sensible à la sûreté du stockage en profondeur, alors qu'elle conduit par ailleurs à une augmentation notable du nombre de personnes exposées ou de la dose reçue par ces personnes lors des opérations de séparation des actinides mineurs, de fabrication et retraitement des aiguilles combustibles." et p.64: "Au plan de la sûreté et au vu des résultats obtenus, il s'avère que la séparation des actinides mineurs ne conduit pas à diminuer de façon significative dans le cas particulier de l'étude décrite la dose individuelle pendant de très longues périodes alors qu'elle pénaliserait à court terme les doses individuelles pour les travailleurs, et le coût des opérations du cycle du combustible".
12. la période est le temps au bout duquel la moitié de la quantité initiaie a subi sa transformation. Après 10 périodes la quantité restante représente (l/2 x l/2 x l/2 x l/2...x l/2) 10 fois soit 1/1024, d'où l'approximation du facteur 1.000.
Rapport du Ministre de la Recherche et de l'Espace à Monsieur le Premier Ministre
Traitement des produits de la fin du cycle électronucléaire
et contribution possible de Superphénix


Introduction
     Le présent rapport a été établi sur les instructions de Monsieur le Premier Ministre qui a demandé le 29 juin 1992 au Ministre de la Recherche et de l'Espace d'établir un rapport sur l'incinération des déchets nucléaires et les conditions dans lesquelles Superphénix pourrait y contribuer. A cette fin, le ministère de la recherche et de l'espace s'est entouré d'un groupe de travail composé de scientifiques experts dans les différentes disciplines concernéés par ce sujet. Celui-ci a auditionné des personnalités françaises et étrangères, représentant des compétences et des points de vue variés sur la gestion des déchets nucléaires. La liste des membres du groupe, ainsi que celle des personnes auditionnées, sont jointes en annexe. Aprés avoir rappelé les acquis du programme électronucléaire français et analysé les difficultés et les incertitudes qui subsistent, le rapport examine les différentes voies possibles d'élimination des déchets à vie longue et en particulier les possibilités d'utilisation à cette fin des différents réacteurs nucléaires dont Superphénix. En conclusion, le rapport propose des axes de recherche qui entrent dans le cadre du programme d'études prévu par la loi du 30 décembre 1991 relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs.

1. Présentation générale
1.1 Les acquis du programme électronucléaire français
     Lancé par les responsables de la politique nationale de l'énergie il y a plus de trente ans, le programme électronucléaire a été réorienté plusieurs fois, notamment en 1975 après le premier choc pétrolier. Depuis l'origine, cependant, il a été guidé par quelques idées fortes:
     - assurer l'indépendance énergétique de la France, pauvre en combustibles fossiles,
     - imposer la compétitivité de la filière électronucléaire, par ses performances techniques et son organisation industrielle,
     - utiliser de façon optimale les ressources de minerai d'uranium,
     - garantir la sûreté immédiate et à long terme de l'ensemble des installations.
     Ces idées ont conduit au programme électronucléaire que nous connaissons:
     - le développement et la mise en service d'un parc de réacteurs à eau pressurisée[1], économiquement performants, dont la sûreté constatée les a conduits à être bien acceptés 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 européen (Eurodif-Tricastin).
     - le développement de procédés de traitement de combustibles nucléaires usés, axés sur l'économie de matières fissiles. Ces procédés permettent de séparer l'uranium et le plutonium en vue de leur réemploi, des autres éléments et radioéléments, qui sont conditionnés en vue de leur stockage sous forme de verres. Ces procédés sont mis en oeuvre dans les usines de retraitement de la COGEMA (Marcoule et La Hague).
     - l'étude d'une filière de réacteurs à neutrons rapides[2] qui a donné lieu à la mise en service de trois réacteurs expérimentaux ou prototypes: Rapsodie en 1967, Phénix en 1974 et Superphénix en 1986.
     -un programme d'étude du stockage souterrain des déchets nucléaires ayant une radioactivité de très longue durée, qui exige en particulier la construction préalable de laboratoires souterrains de recherche.
     Toutes ces activités se déroulent sous le contrôle rigoureux d'une autorité de sûreté placée sous la double tutelle du ministre de l'industrie et du ministre de l'environnement.

suite:
     Ce programme présente une grande cohérence vis-à-vis de ses objectifs initiaux et a abouti à plusieurs succès majeurs:
     - la France avec un parc de 53 réacteurs REP en service en 1992 occupe le deuxième rang mondial en nombre de centrales et en puissance, derrière les Etats-Unis. Ce parc couvre les trois quarts des besoins français en électricité (Ndwebmaistre: NON! Il s'agit d'électricité produite, et non consommée par les français, ce qui ramène le chiffre à ~21%!!! Voir les controverses...) . Le taux d'indépendance énergétique de la France (48% en 1991) a doublé depuis 1973 grâce à ce programme électronucléaire et aux efforts de maîtrise de l'énergie.
     - l'usine de séparation isotopique d'Eurodif et les usines de retraitement de la Hague assurent bien leur mission.
     - une politique volontariste a permis de créer un secteur industriel d'une maturité suffisante pour prendre en charge les développements technologiques et les productions et jouer un rôle significatif sur le plan mondial.
     Il convient de souligner ces points forts du programme électronucléaire français avant d'évoquer les domaines où des difficultés ont été rencontrées et ceux où demeurent des incertitudes et d'examiner les stratégies possibles, notamment pour la fin de cycle.

1.2. Les difficultés et les incertitudes
     Les difficultés et les incertitudes que rencontre le programme électronucléaire français concernent les RNR et la gestion des produits de fin de cycle. Elles sont particulièrement ressenties parce que ce programme a été conçu avec une grande cohérence vis-à-vis de ses flux internes de matières nucléaires, combustibles ou déchets.
     L'outil central de la gestion des matières nucléaires est le retraitement des combustibles usés issus des REP. Ce retraitement est mis en oeuvre dans les usines de Marcoule et La Hague. Les combustibles usés sont séparés en trois parties:
     - l'uranium qui demeure légèrement enrichi (0.9% d'uranium 235) est recyclé en amont de l'usine d'enrichissement
     - le plutonium est utilisé pour la fabrication des combustibles des RNR (pour l'instant Phénix et Superphénix) et du combustible MOX[3] qui commence à être utilisé dans les REP.
     - les actinides mineurs (neptuniurn, américium et curium) et les produits de fission mélangés qui sont fortement radioactifs au départ, sont incorporés dans des verres. Ces déchets dits de catégorie C sont entreposés dans l'attente de la décroissance de leur radioactivité. Le programme prévoit de les placer dans des stockages souterrains.
     Cette politique de gestion des produits de fin de cycle suppose à terme l'existence de RNR et d'une capacité de stockage définitif.
     En effet le plutonium, comme la langue d'Esope, peut recéler le meilleur comme le pire. Dans la mesure où les réacteurs qui peuvent l'utiliser existent, c'est un excellent combustible nucléaire. Dans le cas contraire, c'est un déchet redoutable à double titre: son abondance dans les produits de fin de cycle, la période de 24.000 ans de l'isotope de masse 239 et sa radiotoxicité élevée font qu'il représente 15% de la nocivité des produits de fin de cycle 3 ans après la sortie du réacteur et jusqu'à 98% 10.000 ans plus tard après extinction de la radioactivité des composés à plus courte période. Par ailleurs, le plutonium peut servir à fabriquer des bombes atomiques sous réserve que sa composition isotopique ne soit pas trop dégradée. Il est donc porteur de grands risques de prolifération nucléaire, au même titre que l'uranium très enrichi.

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     Cette dualité place le décideur devant un dilemme:
     - ou réaliser un système composé de réacteurs capable de brûler le plutonium, ce qui implique dans l'état actuel des connaissances l'utilisation de RNR et d'usines de retraitement. Un tel système économise de la matière première, mais il est plus coûteux en investissement. En outre la manipulation du plutonium sous des formes diverses augmente les risques de dissémination accidentelle ou de détournement.
     - ou considérer le plutonium comme un déchet et l'enfouir, en créant ainsi de véritables "mines" renfermant des quantités sans cesse croissantes de plutonium. Leur exploitation par les générations futures par des techniques minières peut déboucher dans une vue optimiste sur la production d'énergie, mais aussi dans une vue pessimiste sur la constitution d'arsenaux nucléaires.
1.2.1 Le développement des réacteurs à neutrons rapides
     L'intérêt majeur qui a été reconnu, dès l'origine du programme, aux réacteurs à neutrons rapides est leur aptitude à exploiter la totalité des ressources en uranium naturel, grâce à leur capacité de transformer l'uranium 238 (99,3% de l'uranium naturel) en plutonium. Ces réacteurs, lorsqu'ils fonctionnent en mode surgénérateur, sont capables de produire plus de combustible fissile qu'ils n'en consomment et pourraient apporter une solution à long terme aux problèmes énergétiques.
     Le programme de réacteurs à neutrons rapides a connu en France et dans le monde des débuts prometteurs qui ont conduit à la décision de construire Superphénix, prototype à l'échelle industrielle. Ce projet a été dès ses débuts 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 nucléaires hormis en France, en Asie (Japon, Corée) et dans l'ex-URSS a limité la pression sur le marché de l'uranium. Ainsi la capacité mondiale de production électronucléaire qui sera installée en 2000 sera très largement inférieure aux prévisions des années 70. Il en résulte que les réserves prouvées d'uranium atteignent 50 ans de la consommation actuelle, quoique la prospection ait été réduite depuis 10 ans.
     Ainsi la justification économique de la filière à neutrons rapides, fondée sur le coût croissant de l'uranium lié à sa raréfaction, n'est plus valable dans le court et moyen terme.
     Elle le redeviendrait à long terme si les conséquences climatiques des émissions de CO2 étaient confirmées et conduisaient à freiner l'usage des combustibles fossiles au bénéfice d'une relance du nucléaire, et si de nouvelles sources d'énergie ne permettaient pas de faire face à l'accroissement de la consommation liée à l'accroissement de la population mondiale et au développement économique de vastes régions du monde.
     Le fonctionnement de Superphénix a été affecté depuis sa mise en route par deux incidents qui ont entraîné de longues immobilisations. Démarré en 1986, Superphénix n'a été connecté au réseau que 7.400 heures, équivalent à 174 jours de fonctionnement à pleine puissance.
     Les études de sûreté des installations fonctionnant au sodium liquide et l'expérimentation de Phénix ont fait apparaître des exigences nouvelles en matière de sûreté. Le Premier Ministre a demandé qu'elles soient prises en compte et qu'un nouveau dossier d'autorisation de mise en exploitation soit déposé.
1.2.2 Le traitement et le stockage des produits de fin de cycle
     Comme il a été expliqué précédemment, la solution de référence du programme français est l'enfouissement à grande profondeur des déchets radioactifs ayant une longue durée de vie. Les accès à ces stockages seraient à terme scellés pour les soustraire aux intrusions involontaires ou mal intentionnées des générations futures. 		suite:
     Les premières études, tant en France qu'à l'étranger, ont porté sur la migration des actinides à travers les enveloppes successives entourant les colis de déchets de type C, puis à travers des terrains dont la stabilité à l'échelle du temps géologique semblait assurée: massif granitique peu fissuré, argile, gisement de sel.
     Les simulations et les résultats des expériences in situ ont été très encourageants puisqu'ils ont montré que le retour à la biosphère des radionucléides était négligeable pendant plusieurs centaines de milliers d'années.
     Les autres déchets issus des usines du cycle du combustible, dont la teneur en actinides est faible, devraient être stockés de la même manière. Ces déchets dits de catégorie B, sont peu radioactifs mais sont par contre plus encombrants que les verres.
     Le début de la mise en oeuvre de ce programme n'a pas pu être mené à bien. En effet la constitution de laboratoires souterrains, amorce de futurs stockages, a rencontré une très vive hostilité des populations entourant les sites, qui se sont opposées parfois physiquement au déroulement des travaux. Parallèlement, des doutes se sont exprimés sur le degré de sûreté des stockages souterrains face à des situations imprévues: catastrophe géologique, migration chimique complexe, intrusion humaine volontaire ou non. La levée de ces incertitudes impliquait de nombreuses études complémentaires.
1.3. La fin du cycle et la loi
     Pour apaiser ces conflits et dissiper les doutes, le Gouvernement a demandé au député Bataille de préparer, à la tête d'une commission parlementaire, un rapport sur le sujet. Ce rapport, qui complète celui d' une commission présidée par le professeur Castaing, a proposé d'approfondir les études sur la gestion des déchets nucléaires et de retarder les projets de stockage souterrain dans l'attente du résultat de ces études.
     A la suite de ces propositions, le gouvernement a fait approuver par le Parlement la loi du 30 décembre 1991 sur la gestion des déchets nucléaires qui édicte un moratoire de 15 ans avant tout stockage souterrain, prévoit un programme de recherche et développement à conduire pendant cette période et définit des procédures démocratiques pour le choix ultérieur des sites des laboratoires souterrains.
     La loi précise que le programme de recherche portera sur:
     - la recherche de solutions permettant la séparation et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue présents dans les déchets,
     - l'étude des possibilités de stockage réversible ou irréversible dans les formations géologiques profondes, notamment grâce à la réalisation de laboratoires souterrains,
     - l'étude de procédés de conditionnement et d'entreposage de longue durée en surface de ces déchets.
     Dans ce contexte, le CEA, qui avait lancé en 1982 l'expérience SUPERFACT d'incinération d'actinides auprès de Phénix, a entrepris un programme de recherche sur la réduction du volume des déchets d'activité moyenne dont le stockage souterrain est prévu, et d'autre part un programme sur la transmutation des actinides afin de réduire la radiotoxicité des produits stockés. Ce programme envisageait le recours à des réacteurs à neutrons rapides, en particulier des expériences auprès de Phénix. Des préoccupations analogues se font jour dans de nombreux pays du monde, y compris parmi ceux qui ont décidé l'enfouissement direct des combustibles usés. Les Etats-Unis et le Japon sont particulièrement actifs en ce qui conceme les recherches sur le retraitement poussé et la transmutation des produits de fin de cycle.
     Les compétences acquises par le CEA sur le cycle du combustible devraient permettre à la France de jouer un rôle 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'être décrit, l'existence de Superphénix crée une situation particulière en France.
     En effet, la filière des réacteurs à neutrons rapides, capable de produire plus de plutonium qu'elle n'en consomme, peut à l'inverse être utilisée en incinérateur de plutonium. Les études menées en France et dans d'autres pays laissent aussi espérer la possibilité de fissionner de la même manière les actinides mineurs.
     La réflexion sur l'aval du cycle du combustible et celle sur l'avenir des RNR sont donc inséparables. Il est logique de rapprocher ces deux problèmes et de rechercher quelle contribution Superphénix peut apporter au traitement amélioré des combustibles usés, de façon, le moment venu, à disposer de tous les éléments de décision concemant les développements futurs de la filière à neutrons rapides. Evaluer cette contribution est l'un des objets de ce rapport.
     Mais l'utilisation des RNR pour incinérer les actinides n'est qu'un aspect de l'arsenal de moyens pouvant être étudiés pour réduire la nocivité et le volume des véritables déchets nucléaires c'est-à-dire les produits de fin de cycle non valorisables ou transmutables. Les pistes en sont nombreuses.
     Ainsi les réacteurs futurs pourraient être conçus de manière à ce que les combustibles usés qu'ils produiront, soient optimisés vis-à-vis du traitement envisagé ou du stockage.
     Le retraitement des combustibles usés pourrait gagner en sélectivité pour séparer d'abord les actinides et les produits de fission, puis trier dans ces deux groupes les éléments et éventuellement certains de leurs isotopes susceptibles d'un traitement ultérieur en vue de leur transmutation ou de leur stockage. A cet égard la séparation poussée des constituants des déchets pourrait permettre de stocker chacun d'entre eux sous la forme chimique rendant le plus efficace leur conditionnement et les barrières géologiques du stockage.
     Les actinides mineurs étant fissionnables dans des réacteurs, d'une manière comparable à celle de l'uranium ou du plutonium, la possibilité de les incinérer paraît établie, même si de longues recherches technologiques sont encore nécessaires.
     Par contre, la faisabilité de la transmutation des produits de fission pose des problèmes spécifiques en raison de l'efficacité limitée des réactions de transmutation envisagées. Plusieurs voies méritent d'être explorées: REP ou RNR spécialement conçus, accélérateurs, systèmes hybrides accélérateurs plus réacteurs sous-critiques.
     Des solutions innovantes fondées sur l'obtention de flux neutroniques très élevés ont été envisagées. Elles sont encore à l'état de concept dont même la faisabilité scientifique n'est pas démontrée. Il apparaît qu'une solution durable pour l'aval du cycle demandera un effort de recherche diversifié s'étendant de la recherche de base vers la recherche technologique, et couvrant plusieurs décennies. La loi du 30 décembre 1991 en a fixé la première étape dans quinze ans.

2. Hypothèses de base pour la réflexion sur le traitement des produits de fin de cycle nucléaire
     La réflexion sur les déchets nucléaires ne peut être envisagée que sur un très long terme. La durée de vie d'une centrale nucléaire est au moins de 20 ans, et pourrait atteindre 40 ans ou plus. Le cycle du combustible nucléaire entre l'extraction du minerai et le stockage ultime des déchets dure au moins une cinquantaine d'années compte tenu des délais de "refroidissement" des combustibles usés.

suite:
     Il paraît raisonnable de considérer que l'énergie d'origine nucléaire continuera de fournir au moins jusqu'au milieu du siècle prochain, l'essentiel des besoins en électricité de la France.
     Cette hypothèse apparaît comme très vraisemblable pour plusieurs raisons:
     - il serait absurde de ne pas tirer le meilleur profit du parc nucléaire 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 extrêmement coûteux, même dans le cas de technologies maîtrisées,
     - les technologies résolument nouvelles ne pourront pas apporter une production significative avant la deuxième moitié du 2lème siècle.
     Les justifications initiales du programme électronucléaire (absence de production domestique d'énergie fossile et risque géopolitique) demeurent et sont même confortées par la crainte de l'effet climatique des gaz à effet de serre et par les récents événements du Moyen Orient.
     Il apparaît par contre que la production électronucléaire française ne devrait se développer que modestement, tirée par quelques applications nouvelles, mais tempérée par des efforts d'économie d'énergie.
     Une autre hypothèse est que le public acceptera la poursuite et l'évolution de la filière électronucléaire. Un important développement du débat démocratique sur la politique de l'énergie et une meilleure information sur les technologies nucléaires en sont les conditions nécessaires.
     Enfin une dernière hypothèse suppose que l'uranium restera pendant plusieurs décennies encore une source disponible et économiquement efficace de combustible nucléaire et donc que ni son coût ni sa rareté n'imposeront le recours à des réacteurs utilisant du plutonium, et a fortiori à des RNR surrégénérateurs.
     Dans ce contexte, le présent rapport ne s'intéresse aux RNR que sous l'angle de leur contribution au traitement des produits de fin de cycle.

3. Les différentes voies de gestion des déchets nucléaires
     Les activités nucléaires produisent d'une manière inéluctable des déchets radioactifs. La radioactivité, propriété physique intrinsèque de certains noyaux d'atomes, ne peut être réduite que de deux manières:
     - Attendre la décroissance naturelle. La période, temps nécessaire pour diviser par deux cette activité, est très variable. Cette stratégie débouche sur le stockage.
     - Provoquer des réactions nucléaires. Elles vont transformer plus ou moins directement l'isotope instable en produits stables ou à vie plus courte. Cette opération est généralement appelée transmutation, le terme d'incinération étant réservé aux réactions de fission des atomes lourds qui produisent de l'énergie. Cette stratégie active n'a été jusqu'à présent mise en oeuvre que dans le cas du plutonium produit dans les REP et utilisé comme combustible dans les RNR ou sous forme de combustible MOX dans les REP.
     Les différentes stratégies de gestion des déchets s'appuient sur l'une ou l'autre ou une combinaison de ces deux approches.
     Les déchets nucléaires français représenteront en l'an 2000 un volume cumulé de:
     - 800.000 m3 pour les déchets A qui, avec une période inférieure à 30 ans, représentent 95% du volume mais seulement 1% de la radioactivité totale,
     -70.000 m3 pour les déchets B, à vie longue,
     - 3.000 m3 pour les déchets C, hautement radioactifs.

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3.1. Le stockage
     Il a pour objectif la mise en place de barrières physiques et institutionnelles.
     Les barrières physiques visent à interdire tout déplacement des produits stockés. L'étanchéité est concrétisée 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 barrières institutionnelles confortent le respect de l'isolement par un arsenal légal dont le respect est garanti par la pérennité de l'Etat.
     Le tableau suivant résume les voies correspondant aux diverses combinaisons des paramètres:
Déchets C
direct
après retraitement
 
réversible
définitif
réversible
définitif
en surface
entreposage pour refroidissement
  
entreposage pour refroidissement
  
souterrain
  
stockage géologique profond
enfouissement en sub-surface
stockage géologique profond

     La solution du stockage définitif en surface n'a été retenue que pour les déchets A. La surveillance des sites durera 300 ans.
     La voie d'entreposage en surface n'est qu'une étape technique préliminaire au stockage souterrain qui serait en tout état de cause nécessaire, même si les voies d'incinération-transmutation s'avéraient possibles, ne serait-ce qu'en raison de la permanence des déchets B, les plus abondants, qui proviennent des structures des assemblages et des opérations de fabrication et de retraitement. En conséquence aucune solution de stockage définitif en surface n'est envisagé pour les déchets B etC.
     Nous n'aborderons pas davantage la gestion des déchets B car, bien qu'elle soit importante pour l'aval du cycle, son étude sort du cadre de ce rapport. Il faut cependant noter que l'on retrouve dans les déchets B les "pertes" de matières lors du retraitement, par exemple de 0,1 à 0,3% du plutonium.
     A moins d'engager un programme très lourd de restrictions de ces déchets B, on a là un seuil en dessous duquel il ne sera pas possible de descendre.
3.1.1. L'entreposage
     Typiquement, un REP moyen de 1.000 MWé installés, ayant produit 5 TWh(é) sur l'année génère 21 t de combustibles usés contenant:
     -20 t d'uranium enrichi à 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 français, ces quantités seraient à multiplier par un facteur 50 environ.
     Les assemblages sont d'abord stockés en piscine pendant 3 à10 ans, en attente de retraitement éventuel.
     Pour les assemblages non retraités, un entreposage en surface pendant 40 à 50 ans est indispensable pour permettre la décroissance de la puissance thermique résiduelle jusqu'à un niveau compatible avec l'enfouissement.
     En cas de retraitement, les déchets hautement radioactifs constitués par les produits de fission à vie longue et les actinides mineurs sont conditionnés par vitrification. Comme les combustibles irradiés, ils nécessitent un stockage en surface pendant 40 à 50 ans.

suite:
     Indépendamment des délais techniques nécessaires, la loi du 30 décembre 1991 implique une phase d'attente de 15 ans qui est mise à profit pour tester la tenue des conditionnements actuels.
     A l'issue de cette étape incontoumable qui ne sera pas discutée plus avant dans ce rapport, les résultats des études demandées par la loi seront disponibles pour aborder la phase suivante.
3.1.2 L'enfouissement direct profond
     Le coût de la voie de l'enfouissement direct profond peut être estimé à 0,5 centimes/kWh sous réserve de validation. De façon plus générale, il est recommandé que des études approfondies soient conduites sur les coûts économiques des différentes voies discutées dans ce chapitre.
     Le combustible déchargé du coeur du réacteur peut être enfoui en l'état ou après démantèlement, à l'issue de la phase de refroidissement et après conditionnement, dans les installations de stockage en couches géologiques profondes édifiées conformément aux conclusions des études menées 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 réduire le contenu valorisable des déchets,
     - sur des enveloppes conçues pour le stockage direct des combustibles.
     Les études évaluent les qualités de rétention du stockage mais ne peuvent garantir l'irréversibilité des stockages géologiques profonds qui pourra toujours être remise en cause par la rupture de la barrière institutionnelle ou géologique.
     Le risque d'intrusion humaine peut être accru par la valorisation des produits stockés qui peut être de nature énergétique, stratégique ou économique. Il peut être à l'inverse diminué par la conscience des risques radiologiques encourus, qui sont faibles au demeurant après quelques siècles.
     Cette question sera sans doute d'actualité bien avant le retour à l'exutoire des radionucléides, qui est estimé à quelques 400.000 ans, ne serait-ce qu'en raison de l'évolution inéluctable des sources d'approvisionnement énergétique de l'humanité dès les prochains siècles et de la fragilité historique des civilisations.
     Cette voie présente l'avantage de minimiser les manutentions et les traitements de produits radioactifs et réduit donc aujourd'hui les doses reçues.
     Elle est la voie d'élimination des déchets la moins coûteuse, mais elle pose jusqu'à présent des problèmes d'acceptabilité sociale.
     Elle présente par contre le double inconvénient du gaspillage de l'énergie contenue dans les actinides enfouis et des risques découlant de l'éventuelle valorisation dans le futur des mines d'uranium et de plutonium ainsi constituées.
3.1.3 L'enfouissement prolond après retraitement simple
     La technologie disponible aujourd'hui permet de séparer l'uranium et le plutonium du reste des déchets, avec des pertes inférieures à 0,15% pour l'uranium et 0,3%, voire 0,1% pour le plutonium. C'est le retraitement simple, à la différence du retraitement poussé qui sera traité au chapitre 3.2.
     La réduction initiale de radioactivité ainsi obtenue pour les déchets produits est d'abord relativement faible. D'un facteur 2 après 30 ans d'entreposage, elle croît et atteint un facteur 50 à l00 à partirde 10.000 ans.
     L'intérêt du retraitement simple repose avant tout sur l'utilisation énergétique des produits séparés, uranium et surtout plutonium, et sur le non enfouissement de quantités importantes de plutonium plutôt que sur la réduction de la radioactivité des déchets.
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     Le volume de déchets à enfouir demeure encore supérieur aujourd'hui à celui correspondant à un enfouissement direct, mais les améliorations annoncées laissent espérer qu'avant la fin du siècle, le volume de déchets conditionnés de catégorie B et C sera devenu inférieur à celui des combustibles irradiés.
     Le retraitement associé à une optique électrogène ne doit intervenir qu'en fonction des besoins, mais il ne peut cependant se faire que peu de temp avant la réutilisation en réacteur REP ou RNR, car le plutonium 241 poursuit sa dégradation et se transforme, via l'américium 241, en neptunium 237, poison neutronique. Le coût afférent à la voie de retraitement simple et stockage géologique profond, estimé entre 1 et 2 centime/kWh, s'accompagne du même besoin de validation que celui exprimé au chapitre 3.1.2..
     Il paraît généralement admis que l'enfouissement profond est une méthode techniquement sûre aussi bien pour les combustibles irradiés non retraités que pour les déchets de retraitement, mais avec les restrictions ou commentaires suivants:
     - l'étude détaillée des conditions du stockage, et notamment la création de laboratoires souterrains, l'optimisation des enveloppes et des procédures méritent des recherches prolongées et très actives ainsi que le demande la loi du 30 décembre
1991.
     - la sûreté est assurée pour 10.000 ans, elle devra être confirmée à l'horizon de 100.000 ans avec des modèles bien établis, mais nécessitant néanmoins une validation en France. Elle semble moins assurée à l'échelle de millions d'années, compte tenu de la complexité des questions posées. La prise en compte par les modèles des aléas géologiques doit être soigneusement étudiée.
3.1.4 Le stockage réversible en subsurface
     Le stockage en subsurface assure la préservation de la réversibilité. Il permet l'intervention, donc la mise en oeuvre des nouvelles méthodes au fur et à mesure de leur émergence.
     Le stockage en subsurface doit faire appel à des technologies différentes de celles utilisées pour le stockage profond pour garantir la sûreté et la sécurité tout en en permettant l'accès.
     Cette voie améliore, par rapport au maintien en surface, la protection physique constituée par les terrains de couverture, mais les risques d'intrusion ne sont pas totalement supprimés.
3.2. Le retraitement poussé
     Au déchargement, les 21 kg annuels d'actinides mineurs (voir chapitre 3.1.1) correspondent à:
     - 10,4 kg de neptunium 237,
     - 9,8 kg d'américium,
     - 0,8 kg de curium
     Pour l'ensemble du parc REP français, ces quantités doivent être multipliées par un facteur 50 environ.
     Le retraitement poussé doit comporter une séparation élément par élément, avec constitution de lots distincts pour l'uranium, le plutonium, certains actinides mineurs et produits de fission à vie longue, permettant de rechercher des solutions adaptées à chaque élément.
     Les considérations concernant le stockage des déchets B, énoncées pour le traitement simple, restent applicables, mais l'augmentation de leur volume induite par le retraitement poussé reste à évaluer.
     La séparation et l'incinération du neptunium et de l'américium permettent de réduire de façon signicative la radiotoxicité des produits stockés d'environ un facteur 100 après 10.000 ans. Par contre, elle joue assez peu sur l'activité à l'exutoire,
qui n'intervient d'ailleurs qu'à très long terme. 		suite:
     La capacité d'extraction de neptunium et d'américium par COGEMA pourrait s'élever à quelques centaines de kilogrammes en 2000.
     La séparation des autres éléments devrait ensuite permettre:
     - soit un conditionnement chimique spécifique pouvant optimiser l'insolubilité des composés, donc la sûreté contre le retour à la biosphère dans le cas du stockage,
     - soit l'incinération nucléaire des éléments indésirables.
     Le retraitement poussé répond à la double finalité à long terme de permettre l'incinération du plutonium et des actinides mineurs et une meilleure gestion des déchets. Son coût est difficile à évaluer tant que les solutions industrielles n'ont pas été élaborées.

3. L'incinération des actinides
3.3.1 L'incinération des actinides dans les REP
     Les REP, qui ont atteint une grande maturité industrielle, ont une efficacité limitée pour incinérer le plutonium, les actinides mineurs et les produits de fission.
     Actuellement seule l'incinération du plutonium est pratiquée sous forme de combustible MOX. La formation de plutonium 238 et 242, qui sont des poisons neutroniques, limite probablement à un ou deux le nombre de recyclages en REP.
     En tenant compte du fait que seulement 10% du combustible des REP peut être du combustible MOX, le surcoût de son introduction en réacteur peut être estimé à 0,1 centime/kWh.
     L'utilisation du combustible MOX dans les REP ne peut que ralentir, de 30 à 40%, la croissance actuelle du stock de plutonium, sans parvenir à le stabiliser et encore moins à le faire décroître.
     Il importe néanmoins de développer des recherches dans la voie de l'incinération du plutonium et des actinides dans les REP et d'inclure cette option dans le cahier des charges des futurs réacteurs, dans l'optique de renouvellement du parc.
3.3.2 L'incinération des actinides dans les RNR
     Pour l'incinération des déchets, les RNR offrent par rapport aux REP l'avantage de réaction se produisant pratiquement sur tous les isotopes en raison du large spectre en énergie du flux neutronique.
     Une seule expérience importante, SUPERFACT, a été menée auprès de Phénix de 1986 à 1988 avec des cibles contenant du neptunium et de l'américium.
     Les RNR semblent pouvoir fonctionner avec des taux de génération pour le plutonium très variables autorisant des fonctionnements en surgénérateur ou à l'inverse en incinérateur.
     La modification du taux de génération sur les performances techniques et économiques d'une centrale électrogène se traduit par un surcoût qui reste à évaluer mais dont l'impact peut être réduit si l'installation est optimisée pour cette fonction.
     Les RNR incinérateurs seraient assez sensiblement différents de Superphénix et d'importantes études de principe doivent être menées pour définir et calculer un réacteur à forte capacité incinératrice. La réalisation d'un premier réacteur industriel prendrait environ 20 ans.
     Différents programmes expérimentaux devraient être envisagés pour explorer cette voie avec Phénix et Superphénix. Des expériences utiles pourraient être conduites pour évaluer certaines propositions, contribuer à développer les technologies correspondantes et valider les solutions industrielles qui en résulteraient.
     Phénix est flexible avec ses cycles courts de 3 mois qui permettent un suivi fin des évolutions sous irradiation, en particulier:
     - validation des paramètres neutroniques des actinides,
     - comportement métallurgique et mécanique d'échantillons de combustibles à base d'actinides.

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     Ce réacteur présente par contre les inconvénients suivants:
     - il risque d'atteindre sa fin de vie dans quelques années.
     - il n'est pas représentatif des conditions d'incinération d'un réacteur industriel,
     - il ne permet pas de qualification du procédé d'incinération à une échelle signficative,
     - il ne permet pas d'atteindre des taux d'incinération élevés.
     Avec Superphénix on peut envisager, en plus du retour d'expérience sur les technologies mises en oeuvre:
     - pour le prochain chargement, de supprimer les couvertures radiales pour éviter d'accroître le stock de plutonium.
     - pour le chargement suivant, de modifier plus profondément la configuration du réacteur pour fonctionner à taux de génération voisin de 0,8, en consommant environ 200 kg de plutonium par an.
     Superphénix ne permet pas d'études paramétriques ou d'études fines en évolution, en raison du rythme de renouvellement des assemblages (3 ans). Par contre il autorise:
     - la validation globale et à une échelle préindustrielle de l'incinération d'actinides,
     - la destruction d'une quantité notable d'actinîdes mineurs (de l'ordre d'une centaine de kilogrammes par an).
     - L'expérimentation à une échelle préindustrielle de l'incinération du neptunium. Ces programmes de recherche dureraient 15 à 20 ans et contribueraient à l'évaluation technico-économique de l'utilisation des RNR en incinérateurs.
3.3.3 L'incinération couplée 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 électronucléaire composé de REP et de RNR incinérateurs qui pourrait assurer la stabilité de l'inventaire de plutonium à environ 300 tonnes, répartis dans les REP, Les usines de retraitement et les RNR.
     Sous réserve des résultats des études, expériences et évolutions des REP et RNR de nouvelle génération, on peut estimer que la solution d'équilibre correspondrait à environ 2 RNR pour 2 à 4 REP.
     Les remarques faites plus haut indiquent que le coût économique d'une telle stratégie de cycle fermé (à stock de plutonium constant) pourrait atteindre 5 centimes/kWh, compte tenu de la nécessaire extension (sans doute doublement) de l'installation de retraitement de la Hague. Cette estimation n'inclut pas le coût des recherches et développements permettant d'aboutir à la construction de RNR industriels, que ce coût soit pris en compte par des considérations de politique énergétique ou au niveau des problèmes de gestion de la fin du cycle comme il est fait ici.
3.4. Les voies de recherche pour le long terme
     L'élimination des produits de fission, dont certains ont une radiotoxicité importante, exige le développement et la mise en oeuvre de techniques spécifiques.
     Les 750 kg de produits de fission déchargés chaque année d'un REP moyen de 1.000 MWé (voir chapitre 3.1.1) contiendront encore au bout de 10 ans environ 80kg d'isotopes radiotoxiques à vie longue.
     Les plus importants en quantité sont:
     - le césium 135 (environ 35kg),
     - le technétium 99 (18kg),
     - le zirconium 93 (16kg),
     et en moindres quantités l'iode 129 (3 kg), le palladium 107 (5 kg).
     Les quantités totales pour le parc français sont environ 50 fois plus grandes. 		suite:
     La destruction de ces isotopes pose des problèmes ardus. Pour optimiser l'efficacité de toute voie de transmutation, il faut d'abord effectuer leur séparation 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 éléments stables doit être réalisée par des réactions nucléaires endothermiques spécifiques, induites par des projectiles tels que neutrons, protons, photons ou noyaux légers.
     Cependant les probabilités de ces réactions sont beaucoup plus faibles que celles associées à la fission des actinides. Par conséquent pour obtenir des rendements acceptables, les flux de particules induisant la transmutation doivent être beaucoup plus élevés que ceux obtenus avec les techniques actuelles.
     La transmutation des produits de fission en quantité pondérale importante exige donc des études fondamentales poussées et des technologies innovantes.
     Au Japon, le projet OMEGA poursuit entre autres l'étude théorique et expérimentale des rendements de transmutation de divers procédés tels que l'utilisation de neutrons énergiques obtenus à haut flux par catalyse muonique ou encore de neutrons thermiques associés à des cibles mobiles. Les rendements, avec les technologies actuelles, sont encore très insuffisants.
     D'autres voies font appel à des réacteurs à haut flux qui pourraient traiter simultanément les actinides et les produits de fission. Un gain de un ou deux ordres de grandeur par rapport aux flux neutroniques disponibles permettrait de réduire de façon très sensible la production d'actinides radioactifs à vie longue, de même que l'inventaire de ces déchets.
     Cependant la réalisation de réacteurs à très haut flux paraissant se heurter à des difficultés difficilement surmontables, il a été proposé de produire ces flux neutroniques en couplant un accélerateur de protons à un réacteur 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 système mixte constitué par un accélérateur de protons de haute énergie, dans le domaine du GeV, et à très haute intensité, produisant des neutrons par des réactions de spallation sur une cible située dans un réacteur sous-critique.
     Les calculs laissent entrevoir des perspectives très séduisantes quant aux performances que l'on pourrait atteindre avec un tel équipement. Il serait en effet producteur d'énergie, n'immobiliserait dans son inventaire que quelques dizaines de kilogrammes de produits radioactifs, éliminant ainsi le problème du traitement des produits de fin du cycle électronucléaire et pourrait fonctionner comme réacteur électrogène autonome avec un combustible de thorium.
      Les incertitudes technologiques de tels projets sont encore considérables (facteur 100 par rapport à l'existant sur l'intensité des faisceaux dans le cas des accélérateurs, tenue des matériaux au rayonnement, etc.) et exigent des études importantes en physique nucléaire, en technique des accélérateurs, en neutronique des piles, en séparation chimique et isotopique, en tenue des matériaux sous irradiation forte, etc. On peut prévoir des études fondamentales sur 10 ou 20 ans et des développements technologiques très difficiles au-delà.
     La France est un pays où, grâce au développement de l'industrie électronucléaire et à l'expérience acquise dans la construction et la gestion des accélérateurs, existent des compétences importantes sur les redoutables problèmes technologiques qui devraient être étudiés dans une telle perspective. Ces compétences devraient être mises à contribution dans le cadre du large programme d'études que ce rapport recommande pour le traitement des produits de la fin du cycle.
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4. Recommandations et Conclusions
     Les pays engagés dans des programmes électronucléaires ont fait différents choix de traitement des produits de fin de cycle du combustible nucléaire. Certains, comme les USA et la Suède, ont décidé d'enfouir directement les combustibles usés. La France et le Japon ont choisi le retraitement, qui permet de récupérer les matières fissiles dans les combustibles usés, suivi de l'enfouissement des déchets à haute activité.
     Toutes ces solutions ont en commun l'enfouissement géologique définitif des déchets radioactifs. Les connaissances acquises sur ce mode de stockage sont déjà suffisamment avancées pour pouvoir affirmer qu'une solution de base existe.
     Néanmoins des programmes de recherche et des réflexions menés dans plusieurs pays laissent espérer la possibilité de réduire significativement la production de substances radioactives associées à la production d'énergie, et en particulier de plutonium, matière première pour bombe atomique, dont l'accumulation est préoccupante.
     De tels progrès devraient réduire encore plus les risques associés à l'énergie nucléaire, en particulier ceux encourus par les générations futures, et devraient, s'ils sont bien compris, améliorer l'acceptation sociale de la filière électronucléaire dans son ensemble.
     La France, par son expérienee industrielle du retraitement et son avance dans le développement 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 décisions
     L'entreposage des combustibles irradiés non retraités et des déchets à haute activité provenant du retraitement offre une sûreté satisfaisante. Il est de toute manière nécssaire durant 30 à 50 ans pour permettre leur refroidissement. De nombreux choix technologiques peuvent rester ouverts durant cette attente.
     Il paraît raisonnable d'utiliser ce répit pour mener les recherches de perfectionnement de la solution de base citée dans le préambule.
     La loi du 30 décembre 1991 officialise un délai ne pouvant excéder 15 ans avant la création de stockage géologique. Un programme ambitieux de recherche et développement sur l'aval du cycle exigera plusieurs décennies, ce qui n'est pas incompatible avec la durée des cycles du combustible nucléaire.
4.2. Les critères de sûreté
     Jusqu'à présent la production de déchets radioactifs à vie longue paraissait inéluctable. En conséquence, la réflexion concernant la sûreté immédiate et la responsabilité envers les générations futures s'est focalisée sur la possibilité de confiner ces déchets. Seule exception, l'utilisation du plutonium a été développée, sous la forme des combustibles MOX et dans les RNR, pour économiser la matière première.
     Depuis, les études de sûreté des stockages ont évolué. Après avoir été centrées sur les migrations de matières mesurées par les luites à l'exutoire, elles doivent prendre en compte les événements géologiques exceptionnels et les risques d'intrusion accidentelle ou volontaire.
     Or certaines solutions de traitement des produits de l'âval du cycle électronucléaire conduisent à créer de véritables gisements d'uranium légèrement enrichi, d'actinides mineurs et surtout de plutonium dont les générations futures pourront faire le meilleur ou le pire usage. Les risques d'intrusion qui en résultent ne doivent pas être négligés dans l'évaluation des risques liés au stockage. La multiplication des sites de stockage créerait également des difficultés qui doivent être prises en compte.
     Dans ces conditions, on pourrait considérer comme un objectif majeur de sauvegarde de l'environnement la limitation des masses de radionucléides créés par l'activité humaine, sans pour autant négliger les problèmes de sûreté nouveaux découlant de solutions innovantes.
     Il faut étendre les critères de sûreté choisis pour évaluer les solutions étudiées.
     L'objectif de minimiser l'inventaire des produits radioactifs de l'aval du cycle électronucléaire doit être envisagé au même titre que celui du confinement. 		suite:
4.3. La filière des réacteurs à neutrons rapides
     L'objectif énoncé au chapitre 4.2 de limiter l'inventaire des actinides conduit à prêter une attention particulière aux réacteurs susceptibles de fissionner ces atomes.
     Même en utilisant le combustible MOX, les REP, qui fonctionnent à l'uranium, ne peuvent que ralentir la croissance du stock de plutonium, sans réussir à le stabiliser. Ces différents processus ont été développés au chapitre 3.
     Dans les RNR au contraire, les neutrons ont un flux et une énergie plus élevés, ce qui permet l'incinération efficace de tous les isotopes du plutonium et des actinides mineurs.
     La faisabilité technique de l'incinération des actinides parait acquise. Les RNR offrent par ailleurs la possibilité de réguler le stock de plutonium par réglage à des taux de génération différents.
     Le bilan économique de telles réalisations doit être étudié avec soin et peut varier dans des proportions importantes selon que les RNR fonctionnent en surgénérateur ou en sous-générateur incinérateur d'actinides.
     Les autres solutions proposées sont encore au stade du concept scientifique. Les RNR sont donc aujourd'hui incontournables pour un projet ayant pour objectif l'incinération des actinides.
     Il faut poursuivre les recherches techniques et l'évaluation économique concernant les réacteurs à neutrons rapides qui apparaissent aujourd'hui comme la seule voie pour réduire efficacement le stock de plutonium et d'autres actinides.
4.4. L'incinération des actinides dans les RNR existants
     Si la faisabilité de l'incinération des actinides paraît acquise, de nombreuses études technologiques seront nécessaires pour mettre au point les assemblages combustibles renfermant les actinides à incinérer. Des connaissances nouvelles devront être acquises pour optimiser la conduite des réacteurs.
     Des expérimentations sur des RNR sont indispensables, à la fois dans le cadre de la recherche et développement, et pour la validation expérimentale des solutions. Les réacteurs Phénix et Superphénix peuvent donc contribuer utilement et de façon spécifique à ces activités.
     Phénix, avec un cycle de rechargement de 3 mois, permet des expériences de courte durée sur de faibles volumes. Il est bien adapté aux études de neutronique et de mise au point de matériaux. Cependant il n'est pas représentatif des conditions de fonctionnement d'un réacteur industriel et ne permet pas d'atteindre des taux d'incinération élevés; de plus la question de la durée de vie de Phénix peut se poser aujourd'hui.
     Dans la mesure où le programme d'étude sur l'incinération des actinides dans les RNR paraît imposer ce type de moyens d'expérimentation, l'accès à un réacteur de type équivalent, assurant la relève de Phénix, devrait être assuré.
     Superphénix, bien que n'étant pas conçu comme un réacteur de recherche, autorise l'expérimentation sur de grands volumes dans les conditions de fonctionnement interne d'un réacteur industriel et il permet d'étudier le fonctionnement d'un RNR en sous-générateur de plutonium. Cependant le chargement à intervalle de trois ans devrait conduire à réserver Superphénix à la validation de technologies en fin de développement.
     De ce fait Superphénix ne peut pas se substituer à Phénix en tant que réacteur de recherche.
     L'étude de l'incinération des actinides dans les RNR impose des expérimentations diversifiées dans des réacteurs tels que Superphénix et Phénix.
p.13
4.5. La contribution de Superphénix
     Le réacteur Superphénix a été construit pour produire de l'électricité et du plutonium destiné à être utilisé comme combustible industriel. Dans la perspective étudiée ici qui consiste à contrôler au mieux les inventaires d'actinides, il conviendrait à l'évidence de faire fonctionner Superphénix en sous-générateur. Il suffit pour cela de ne pas le doter de couvertures fertiles. Toutefois il ne peut être transformé en réacteur incinérateur d'actinides à l'échelle industrielle.
     Cependant les réacteurs incinérateurs que l'on peut aujourd'hui envisager auraient de nombreuses technologies en commun avec Superphénix. Le retour d'expérience sur ce reacteur profite donc à l'ensemble des développements futurs sur les RNR quelle que soit leur configuration.
     Compte tenu des contraintes techniques, Superphénix ne pourra pas fonctionner en sous-générateur avant cinq ans. Il sera alors possible de mener dans son coeur des expériences d'incinération d'actinides. Dans cette perspective, le troisième coeur de Superphénix devrait comporter des innovations importantes par rapport aux coeurs précédents et les études correspondantes devraient être entreprises dès maintenant.
     Compte tenu du coût et des contraintes d'exploitation de Superphénix, ces expériences devraient rester compatibles avec le fonctionnement électrogène du réacteur.
     Superphénix se prête à des expériences d'incinération qui apparaissent complémentaires de celles réalisables auprès de Phénix pour les raisons suivantes:
     - volume disponible élevé pour les expériences,
     - faible sensibilité du coeur aux perturbations,
     - flux neutronique élevé et représentatif des réacteurs de grande puissance (dès lors que Superphénix fonctionnerait à sa puissance nominale).
     Ces caractéristiques et la durée des essais sont bien adaptées à la validation d'assemblages prototypes, mis au point par des expériences plus légères dans des réacteurs d'études.
     Superphénix peut donc être un outil de validation des éléments du combustible d'un RNR industriel incinérateur, en aval des recherches conduites auprès d'un réacteur souple et bien adapté de type Phénix. Dès lors qu'un programme industriel associant des REP et des RNR incinérateurs serait mis en route avec l'objectif de stabiliser l'inventaire de plutonium et d'actinides mineurs, une telle validation serait indispensable, et Superphénix constituerait le réacteur prototype qui permettrait d'y procéder.
     Il convient de rappeler ici que ce rapport ne se prononce que sur l'utilisation spécifique de Superphénix dans la perspective de l'incinération des produits du cycle électronucléaire et que l'examen de la contribution que pourraient apporter à long terme les RNR à la politique énergétique, et du rôle particulier de Superphénix dans une telle perspective ne relèvent pas du domaine de compétence de ce rapport.
     Superphénix peut contribuer aux recherches sur l'aval du cycle de deux manières: d'une part par le retour d'expérience en vue de la construction des futurs RNR incinérateurs, d'autre part par la validation de l'utilisation de combustibles assurant l'incinération d'actinides à une échelle industrielle.
4.6. La transmutation des produits de fission
     Les produits de fission à vie longue représentent une part notable de la nocivité à long terme des déchets. Ils ne sont pas fissionnables, leur transmutation dans les réacteurs est à priori difficile, du fait des sections efficaces neutroniques plus faibles.
     L'utilisation de faisceaux de particules générés par des accélerateurs ne permet actuellement d'atteindre une efficacité suffisante que si des réactions nucléaires bénéficiant de phénomènes de résonance permettaient de gagner plusieurs ordres de grandeur. 		suite:
     Il est recommandé de renforcer les recherches de physique nucléaire dans ce domaine, de préférence dans le cadre d'une collaboration internationale.
     L'incinération dans des systèmes hybrides (un accélérateur couplé à un réacteur sous-critique) proposée aux Etats-Unis nécessite des développements technologiques importants dans le domaine des accélérateurs et considérables dans celui des matériaux et des réacteurs (sel fondu, graphite, lithium fondu). Cette solution offre des perspectives très intéressantes dans la réduction des inventaires. Il est recommandé que les acteurs français compétents contribuent à ces travaux sur le plan théorique.
     Un programme de recherches de base doit être monté sur la transmutation des produits de fission, pour lesquels les solutious les plus innovantes doivent être explorées.
4.7. Le programme de recherche sur l'aval du cycle
     La loi du 30 Décembre 1991 prescrit que "le gouvememcnt adressera au Parlement un rapport sur l'état d'avancement des recherches et développements concernant la gestion des déchets radioactifs" et que "l'ANDRA, en coopération notamment avec le CEA, participera à la définition et contribuera aux programmes de recherche et développement".
     Ces exigences impliquent la définition d'un programme national de recherche, associant les différents acteurs compétents dans les domaines prévus par la loi et rappelés au chapitre 1.3. En font évidemment partie le CEA et l'ANDRA. Doivent certainement être aussi associés l'EDF, exploitant électronucléaire, et la COGEMA opérateur industriel du retraitement. L'ouverture des recherches sur les sciences de la terre, la physique nucléaire, la radiochimie et enfin la chimie industrielle justifie que des organismes tels le CNRS, le BRGM et les établissements d'enseignement supérieur participent à la définition et à la réalisation du programme.
     Il est urgent que les pouvoirs publics prennent les initiatives et mettent en place les structures habilitées à définir et piloter ces recherches et capables de mobiliser les moyens, notamment budgétaires, nécessaires à leur réalisation.
     La mobilisation des capacités nationales devrait s'accompagner d'une ouverture accrue à la coopération internationale notamment avec les pays de la communauté européenne, les Etats-Unis, le Japon et la Russie.
     Les principaux axes de recherche qui peuvent être identifiés actuellement, sont les suivants:
     - la poursuite des études sur le stockage géologique en utilisant en particulier les laboratoires souterrains, en prenant en compte les différentes options: stockage direct, stockage après retraitement simple des combustibles uranium ou MOX, stockage après retraitement poussé etc.
     - l'optimisation des REP actuels et futurs avec pour objectif une minimisation de la radiotoxicité des produits de fin de cycle, un traitement plus aisé des combustibles irradiés, ou l'incinération de certains actinides,
     - l'ensemble des procédés de retraitement poussé en vue de l'incinération ou de la stabilisation chimique des déchets,
     - l'incinération des actinides dans les RNR,
     - l'étude des réactions nucléaires pouvant être utilisées pour transmuter efficacement les produits de fission,
     - l'étude de faisabilité de dispositifs susceptibles de réduire fortement les inventaires de produits radioactifs et de les mettre en oeuvre (accélérateurs seuls ou couplés à des réacteurs sous-critiques, réacteurs à haut flux).
     Il est urgent de définir et d'entreprendre le programme de recherches diversifié prévu par la loi du 30 décembre 1991. L'organisation de ce programme doit être précisée. Il doit être ouvert à de nouveaux acteurs nationaux et à la coopération internationale.
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1. Désignés dans la suite de ce rapport par l'abréviation REP.
2. Désignés dans la suite de ce rapport par l'abréviation 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
à Monsieur le Premier Ministre
Rapport remis le 17 décembre 1992
Remarque préliminaire
     L'objet de ce rapport est "Le traitement des produits de la fin du cycle électronucléaire et la contribution possible de Superphénix". En conséquence les 7 premières pages du rapport (sur 22) qui, sous l'intitulé "présentation générale" rappellent les acquis du programme électronucléaire français sont hors sujet et n'apportent aucun éclaircissement sur l'utilisation de Superphénix pour résoudre les problèmes de fin de cycle.

1. Présentation générale
1.1. Les acquis du programme électronucléaire français
     Le rapport présente l'ensemble du programme avec l'objectif de poser un premier verrou:
     - La France a déja tellement investi que le point de non retour est déja franchi. Air connu: La Villette, Concorde,... Superphénix. Il n'est pas même envisagé que persévérer dans l'erreur n'a jamais été une nécessité. On pourrait d'ailleurs utilement se rappeler la sidérurgie et le charbon, on avait aussi investi et pourtant il a bien fallu se résoudre à l'arrêt.
     On pourrait aussi analyser les arrêts actuels de REP aux USA. En effet les compagnies préfèrent mettre à l'arrêt définitif parce que ramener un réacteur ayant eu un gros problème à 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 !!

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