Extrait Extrait

Rapport d'évaluation n°7

COMMISSION NATIONALE D'ÉVALUATION RELATIVE AUX RECHERCHES SUR LA GESTIONS DES DÉCHETS RADIOACTIFS

Juin 2001

CONCLUSIONS ET PERSPECTIVES

Dans son précédent rapport la Commission a effectué un bilan à mi-parcours des recherches sur la gestion des déchets nucléaires de haute activité et à vie longue. Dans cette perspective, on a montré que plusieurs filières de recherche semblent en mesure de donner des résultats concrets et applicables dans le délai fixé par la loi. Il s’agit particulièrement de problèmes qui relèvent d’une ingénierie classique, ou minière, bien menée. Les conclusions du rapport n° 6 ont été discutées, après leur présentation au Gouvernement et au Parlement, avec les dirigeants des principaux organismes concernés : centres de recherche, agences, industriels, autorités responsables, etc.. Elles ont été, dans l’ensemble, approuvées par nos interlocuteurs. Il importe donc d’en tirer des enseignements pour les années qui restent avant le terme du 30 décembre 2006, date à laquelle la loi prévoit la remise d’un rapport sur l’ensemble des recherches effectuées pour éclairer les décisions des Pouvoirs publics.

On peut remarquer que la France est peut-être, en dehors des Etats-Unis, le pays qui a fait le plus de travaux de recherches et amassé d’acquis dans le domaine nucléaire. Cependant, la dispersion de certaines recherches et le manque de réalisation physique de prototypes, en particulier de conteneurs, sont deux faiblesses qui résultent d’un manque de hiérarchisation des recherches et de l’absence de calendrier contraignant, au sein de l’échéance fixée par la loi de 1991. Le résultat en est le manque d’information sur l’effort français dans l’aval du cycle – à la réserve des activités industrielles de COGEMA – tant au niveau international qu’à celui du public français, ce qui ne manque pas de contribuer au déficit d’acceptation sociale.

L’organisation des recherches du CEA relatives au conditionnement et à l’entreposage de longue durée (axe 3 de la loi) vient d’être modifiée et a été présentée à la CNE le 25 avril 2001. Elle répond aux souhaits de la Commission, comportant des projets distincts pour le conteneurage et l’entreposage des déchets C (haute activité et vie longue), des déchets B (moyenne activité incluant des radionucléides à vie longue), et des éventuels combustibles usés non retraités, ainsi que la réalisation de prototypes et, surtout, pour chaque projet une obligation de résultat pour une date précise, qui peut dans plusieurs cas, ne pas attendre l’année 2006. Enfin, la mise en place de groupes de travail communs avec l’ANDRA est devenue effective. La Commission se réjouit de ces importants progrès dans la conduite des recherches.

La Commission a également noté une évolution sensible des projets de l’ANDRA, même si elle ne distingue pas encore de façon explicite les concepts de calendrier contraignant et d’obligation de résultat. La Commission souhaite vivement que cette évolution se poursuive et que la prise en compte de ce mode de gestion des projets par les ingénieurs et chercheurs soit totale.


Les résultats de nos évaluations amènent la Commission à souhaiter vivement que les dirigeants des organismes privilégient les quatre points suivants :

Premier point :

Il est évident que la variété historique des types de déchets, de leur inventaire en radionucléides, de leur état physique actuel ne permet pas de ramener le nombre de ces conteneurs à trois ou quatre, mais certains problèmes bien circonscrits doivent trouver une réponse obligée sous deux ou trois ans.

L’inventaire exhaustif de ces déchets, sur lequel nous reviendrons plus loin, devrait d’ailleurs fournir enfin une réponse claire au nombre optimal de types de conteneurs à considérer. Cependant, de grandes quantités de déchets, produits régulièrement pendant une période passée ou actuelle, permettent déjà de désigner un petit nombre de familles de déchets pour lesquels un type de conteneur pourrait être défini rapidement. Certains de ces déchets existent depuis longtemps et sont de facto entreposés dans des « emballages » qui, même s’ils ne portent pas le label de « conteneur », n’en sont que plus sujets au doute, voire à l’inquiétude lorsqu’on considère l’aspect extérieur de certains d’entre eux. Les résidus en vrac de fond de silos posent également un problème que l’on ne saurait laisser sans réponse plus longtemps, et sur lequel la Commission avait déjà attiré l’attention dans ses rapports antérieurs et particulièrement le rapport n° 4, reprenant sur ce point des recommandations présentées par la Commission Castaing (novembre 1982).

La Commission n’ignore pas la complexité des problèmes, ainsi que la nécessaire adéquation des conteneurs au site de stockage ou d’entreposage, et vice-versa. Il lui paraît cependant qu’un pays ayant la compétence et l’expérience de la France dans le domaine nucléaire ne peut laisser cette situation durer plus longtemps. C’est ainsi qu’elle regrette vivement de constater que certaines enveloppes, considérées par les uns comme un conteneur final, ne le soient pas par les autres, sans d’ailleurs qu’on puisse savoir clairement ni quelle est la position la plus sage, ni quelles enveloppes complémentaires sont proposées pour un futur stockage, et si celles-ci comportent un aspect réaliste compatible avec une bonne ingénierie classique pour un entreposage provisoire, ou avec une ingénierie minière pour un stockage. Il est temps de porter remède à cette situation, et la présentation le 25 avril 2001 des projets du CEA dans ce domaine permet d’espérer que cette phase commence.

Le fait que plusieurs autres pays aient déjà développé des types de conteneurs pourrait permettre de profiter de cette circonstance pour examiner si l’un d’entre eux pourrait apporter une solution pour l’une des familles de déchets, au sens où elles sont citées plus haut.

Un aspect particulier est celui du passage éventuel d’un entreposage à un stockage. Cette opération nécessitera la reprise de conteneurs anciens et leur manutention, avec d’éventuels risques pour les travailleurs. Il est important de prévoir les mesures techniques les plus opportunes pour assurer la sécurité de cette opération. Dans toute la mesure du possible, les conteneurs à employer pour le stockage devraient être les mêmes que pour l’entreposage, pour éviter tout reconditionnement. Le rapprochement récent entre les points de vue des responsables de ces deux voies de recherche constitue un signe encourageant dans ce sens. Ce passage devrait être ainsi facilité dans l’avenir.

Deuxième point :
Des entreposages existent depuis longtemps, puisque les divers déchets, quelle qu’en soit l’origine, sont conservés dans des lieux aménagés ou non dans ce but. Il en est de même dans les principaux pays avec lesquels nous entretenons des relations suivies. La Commission considère que la conception d’un entreposage de surface ou de subsurface et la présentation d’un avant-projet relèvent, cette fois encore, d’une bonne ingénierie classique dans laquelle les critères de simplicité, de manutention facile et de sûreté des travailleurs viendraient naturellement s’inscrire.

La volonté, exprimée par le CEA à l’audition du 25 avril 2001, de présenter dès 2002 un avant-projet, et d’assumer une obligation de résultats pour offrir de véritables choix en 2006, est un élément nouveau et important qui va clairement dans le sens des recommandations de la Commission.

L’entreposage des déchets vitrifiés pourra s’appuyer avec profit sur les installations industrielles existantes ou en cours de réalisation, comme E-EVSE à La Hague ou HABOG aux Pays-Bas, toutes deux réalisées par COGEMA, même si le cahier des charges doit en être complété pour un entreposage de longue durée.

La Commission considère que les connaissances requises pour un entreposage prolongé sous eau seraient disponibles en temps voulu ; des recherches scientifiques et techniques importantes restent cependant à mener avant d’engager des réalisations.

Au-delà du siècle, l’entreposage à sec paraît nécessaire aux acteurs de la recherche, et nécessite d’importants travaux. Il présente l’avantage de conditions passives de refroidissement, à terme, et d’un confinement accru. Un programme d’envergure a été lancé en 1998 par CEA et EDF et porte sur les phénomènes de corrosion des gaines et d’altération des pastilles de combustible UOX et MOX en atmosphère saturée d’eau ou insaturée (programme PRECCI). La Commission approuve pleinement ces recherches.

Troisième point :
Un élément d’information de grande importance pour clarifier la nature et l’ampleur des travaux à mener pour chaque famille de déchets est la disponibilité d’un inventaire réaliste et précis des déchets français à haute activité ou à vie longue existants à ce jour, ainsi qu’un inventaire prévisionnel des mêmes déchets en 2020, puisque leur existence est déjà prédéterminée. Cette information constitue l’un des éléments de base pour toutes les recherches prévues par la loi de 1991. C’est pourquoi la Commission avait beaucoup insisté sur le caractère difficilement interprétable et peu fiable des inventaires préliminaires qui lui avaient été présentés.

Sur ces bases, le Gouvernement avait chargé le Président de l’ANDRA, le 6 mai 1999 d’établir un protocole d’inventaire tel que le volume de chaque catégorie de déchets soit parfaitement connu, en tenant compte notamment de l’extrapolation de cet inventaire à moyen et long terme. Ce travail a été réalisé et présenté au Gouvernement, puis le 4 mai 2000 à la Commission ; cette dernière l’a approuvé.

La Commission déplore qu’aucune suite n’ait été donnée à ce travail et que, bien que disposant maintenant d’un outil approprié, la réalisation de l’inventaire n’ait toujours pas commencé, pour des raisons qui n’ont pas été portées à la connaissance de la Commission.

Il s’agit là, sans aucun doute, d’une grave lacune qui retentit sur la plupart des sujets de recherche concernant les conteneurs, les entreposages et les stockages, et rend impossible une hiérarchisation précise des nuisances et des risques. Même le nombre de conteneurs nécessaires ou l’emprise des ouvrages d’entreposage ou de stockage ne peuvent être évalués de façon réaliste en l’absence de ces données. Il est par exemple difficile de prévoir la répartition de certains déchets de démantèlement entre ceux qui sont ou seront recevables en stockage de surface, et ceux qui, au contraire, tomberont dans le champ de la loi de 1991. L’établissement de l’inventaire présenterait en outre l’avantage de répertorier les quantités de déchets qui n’ont pas, à ce jour, de filière de gestion à long terme (graphite, par exemple) et de matières nucléaires sans perspective d’emploi (uranium appauvri, par exemple).

Pour ce qui concerne l’inventaire des déchets nationaux, cette situation place la France bien en retrait d’autres pays européens, tels que la Suède ou le Royaume-Uni.


Quatrième point :
Les séparations physico-chimiques des éléments les plus radiotoxiques offrent également un domaine de compétences où la faisabilité scientifique est déjà suffisamment avancée pour que l’on attende avant le 30 décembre 2006 une démonstration de faisabilité technologique, appuyée si nécessaire sur une unité pilote de démonstration. Là encore, les problèmes de génie chimique et l’ingénierie de réalisation devront avoir été testés avant le terme de la loi.

Dans une philosophie de précaution, on peut alors préparer un avenir où les verres ne contiendraient plus (aux pertes près) les actinides, que l’on saura fissionner, mais seulement tout ou partie des produits de fission, certains d’entre eux à vie longue pouvant être également séparés.

En même temps, il conviendra de formaliser une filière de conditionnement, provisoire ou définitif, des produits des séparations qui pourraient être réalisées. La faisabilité de conditionnements spécifiques sera acquise en 2006, mais nécessitera probablement encore des recherches de mise au point des procédés (celles sur les verres sont conduites depuis 20 ans).

En ce qui concerne la transmutation, la Commission rappelle l’effort continu qui est mené sur ses divers aspects, notamment sur l’utilisation des réacteurs actuels pour limiter la production des actinides. Elle note également le point crucial qui est celui des cibles et combustibles innovants, indispensables à une transmutation efficace. De nombreux produits et échantillons ont été aujourd’hui élaborés par le CEA et attendent d’être irradiés en réacteur.

A ce propos, la Commission tient à manifester son inquiétude face au nouveau retard annoncé pour le redémarrage de Phénix, prévu aujourd’hui dans le courant de 2002.

La Commission rappelle l'importance qu'elle a attachée dans ses précédents rapports à un effort commun des divers organismes de recherche dans le domaine des systèmes hybrides, mené dans un cadre européen. Elle ne peut donc qu'encourager les deux partenaires français, CEA et CNRS, à poursuivre et renforcer leur coopération, en contribuant notamment au programme européen qui se dessine pour un tel démonstrateur, tout en collaborant ensemble aux initiatives américaine et japonaise liées aux systèmes hybrides.


A la différence des quatre domaines précédents, les laboratoires souterrains constituent un cas intermédiaire pour lequel nous ne pouvons pas espérer avoir atteint en 2006 une somme de résultats, obtenus sur le site de Bure, aussi importante que celle obtenue par nos partenaires allemands (sel), suédois (granite), suisses (granite, argile) ou belges (argile), qui tous disposent de laboratoires souterrains depuis de nombreuses années. On peut néanmoins attendre de ce partenariat des résultats applicables sur des domaines scientifiques aussi divers que la mécanique des roches argileuses, leur hydrogéologie, la géochimie et la migration des divers éléments dans les argiles. En ce sens, la collaboration avec la NAGRA sur le laboratoire du Mont Terri est certainement la plus précieuse, compte tenu des propriétés très proches des deux roches étudiées à Mont Terri et à Bure, et la Commission ne peut que recommander de la poursuivre étroitement, ce qui ne paraît pas assuré à ce jour. Il ne serait pas prudent, par exemple, de réserver certains problèmes scientifiques pour le seul site de Bure quand il sera disponible. Le nombre total d'expériences dans le monde sur ces domaines est si limité qu'une duplication ne doit susciter aucun regret. La collaboration internationale importante, que l'ANDRA est en voie d'établir à Bure, apparaît donc hautement souhaitable à la Commission.

Les expériences qui pourront être menées pendant trois ans sur le site de Bure, après l'achèvement de l'ouvrage, devraient permettre, si les résultats en sont favorables et joints aux résultats obtenus par association sur les sites étrangers, de qualifier la couche d'argile pour un éventuel stockage. Il serait alors possible de présenter en 2006 au Gouvernement et au Parlement un avant-projet de stockage basé sur des résultats suffisamment bien établis pour permettre au Législateur de prendre une décision de principe, même si des travaux de recherche complémentaires apparaissent alors souhaitables, en particulier pour en définir la localisation précise, l'emprise et l'ingénierie.

Cet avant-projet devrait comprendre les déchets B, les déchets C vitrifiés, et l'éventualité de stockage de combustibles usés UOX et MOX. Cependant, les considérations présentées dans ce rapport justifieraient une priorité pour les déchets B, pour lesquels les terrains argileux paraissent particulièrement adaptés en l'absence de problèmes thermiques, les autres catégories pouvant donner lieu à un choix entre stockage et entreposage de longue durée.

Pour la réalisation de l’ouvrage de Bure, les concepts de l’ANDRA ont commencé à évoluer. Cependant certaines des options considérées, en particulier les grandes cavernes pour les déchets B, dont le contrôle et surtout la réversibilité apparaissent peu crédibles, et les concepts de stockage des déchets C à température supérieure à 100 °C, suscitent de vives réserves de la Commission. En effet, l’augmentation de toutes les constantes de cinétique et des vitesses de transport, plus la perturbation du milieu liée au cycle évaporation-condensation de l’eau, rendent le système difficilement maîtrisable.

Les connaissances scientifiques et technologiques qu’il faut absolument acquérir comprennent la géomécanique (on notera le poids donné à la mécanique des roches dans le site américain WIPP situé dans le sel), la science des matériaux, la chimie, la géochimie (migration des éléments) et l’ingénierie minière, sujet sur lequel on peine à trouver, dans le projet, des interlocuteurs ayant une solide expérience des ouvrages souterrains (sauf chez les contractants, mais cette situation n’est pas satisfaisante). Enfin les simulations numériques sont prioritaires pour la bonne réalisation et la sûreté de l’ouvrage.

La modélisation numérique d’un stockage et du comportement des radionucléides, depuis le conteneur jusqu’à un éventuel retour, via les eaux souterraines, à la biosphère constitue un élément capital du programme de recherches.

Une plate-forme de simulation tridimensionnelle commence à se mettre en place à l’ANDRA. Il conviendrait de séparer assez nettement l’effort de recherche appliqué pour sa mise en place de l’effort de recherche amont sur les méthodes numériques et leur modélisation. Il faut en effet penser dès maintenant aux problèmes que posera l’exploitation d’une chaîne de logiciels de calculs intensifs : moyen de calcul, coût, compétence de l’équipe exploitante. A cette fin, le couplage champ proche – champ lointain serait un exercice qui mettrait en évidence les problèmes à résoudre.

Outre les difficultés de nature physico-chimique, l’un des scénarios de stockage proposé par l’ANDRA pour les déchets C, à des températures supérieures à 100°C, sera très difficile à valider par la simulation. D’une manière générale tout retard ou difficulté en simulation obligeraient l’ANDRA à faire des choix fondés sur des calculs prédictifs très approximatifs. Tout doit être mis en oeuvre pour pallier à ce manque et ne retenir pour l’instant que des options de stockage pour lesquelles des outils de simulation validés seront disponibles en 2006.

D’autres sujets, par contre, ne pourront pas aboutir à une conclusion avant 2006. Il convient cependant de les recenser, et si possible, de les hiérarchiser pour qu’une première réflexion puisse leur être consacrée. Parmi les plus importants, et les plus difficiles, on peut citer le plutonium et les déchets issus du combustible MOX, les rejets des usines en mer ou dans l’air, et les connaissances radiobiologiques sur les faibles doses.

Cependant les combustibles usés MOX, qui existeront en 2006, pourraient conduire, en tout ou en partie, à des déchets au sens de la loi de 1991. A cet égard, la Commission n’a pas entendu de présentation de stratégie complète de gestion du plutonium.

Les rejets des usines en mer et dans l’air actuellement autorisés reposent sur le concept de dilution (iode, tritium) et/ou de vie moyenne (krypton, tritium), ce qui est probablement une solution, sans inconvénient biologique connu à ce jour, dans le cas de l’iode et du tritium. Mais ces rejets représentent une part notable de l’activité traitée, et on doit s’attendre à une pression internationale forte, par exemple dans le cadre du traité OSPAR, pression qui sera croissante avec le temps. Serons-nous capables en 2006 d’offrir au Législateur des solutions de remplacement, s’il en décidait ainsi, pour l’immobilisation de ces produits, qui entreraient alors dans la catégorie des déchets ?

Dans une perspective d’avenir, on peut s’interroger sur la possibilité réelle de proposer au Législateur, le moment venu, d’abord un premier concept global de gestion des déchets radioactifs visés par la loi du 30 décembre 1991, ensuite des variantes lui permettant un choix entre plusieurs réponses, voire la possibilité de remise en cause ultérieure de ce choix lui-même.

Il convient d’être conscient que les recherches sur la transmutation, qui sont de très haut niveau et très longues, s’étendront nécessairement sur plusieurs décennies, même si des décisions importantes peuvent être prises dès 2006. De même, une décision sur le mode de gestion peut demander de longs délais (jusqu’à 20 ou 30 ans) pour la réalisation physique d’un site industriel, comme un réacteur hybride ou un ouvrage de stockage souterrain.

Ces réserves étant faites, on peut penser que si chacun des organismes concernés respecte, dans les domaines évoqués plus haut, les notions de calendrier contraignant et d’obligation de résultat, il sera possible de dégager une gamme de solutions de gestion le 30 décembre 2006. Certes, des recherches complémentaires apparaîtront alors souhaitables, mais différentes options de gestion de l’aval du cycle électronucléaire pourront être proposées au Législateur. Le texte ci-après ne prétend nullement anticiper la décision de celui-ci, mais montrer qu’il existe, dès maintenant, au moins une réponse, sur la base des équipements et des recherches actuels. Notre devoir, d’ici décembre 2006, est bien sûr d’offrir au Législateur le choix le plus large possible, même si certaines voies
nécessiteront encore des recherches complémentaires. Considérons les divers types de déchets par complexité et nocivité croissante :

• Les déchets A, de faible activité, sont dès maintenant stockés en surface, et ne relèvent d’ailleurs pas de la loi de 1991. L’ordre de grandeur de leur volume sera en 2020 d’au moins 800 000 m 3 .

• Les déchets C actuels vitrifiés sont le siège d’une activité et d’une thermicité élevées, et contiennent l’essentiel des radionucléides à vie longue. Les améliorations du retraitement, utilisant les procédés de séparation en cours de développement, permettent d’envisager la séparation des actinides, de l’essentiel des produits de fission. L’ensemble des produits de fission restants pourrait alors être vitrifié (quelques milliers de m 3 en 2020) et placé en entreposage, dérivé de l’installation industrielle E-EVSE, et bénéficiant de son retour d’expérience, à La Hague. Au bout d’un entreposage de longue durée (séculaire, ce qui pose le problème d’un réexamen périodique de l’autorisation accordée par l’autorité de sûreté), leur niveau de thermicité permettrait leur stockage en conditions « froides ».

• Pour atteindre le niveau d’activité du minerai d’uranium, la décroissance radioactive des actinides ainsi séparés demanderait plusieurs dizaines de millénaires, en supposant toutefois que l’on ait réduit fortement la radiotoxicité du plutonium grâce à sa valorisation énergétique. Compte tenu des faibles quantités impliquées, ils constituent alors un objectif prioritaire pour la transmutation, plus précisément la fission dans des réacteurs appropriés. Compte tenu du délai pour la disponibilité de ces réacteurs, il faudrait prévoir conditionnement et entreposage d’ici là.

• Les combustibles usés, s’ils ne sont pas retraités (quelques milliers de m 3 en 2020), peuvent eux aussi être placés en entreposage séculaire selon un concept comparable à celui des déchets C, permettant leur refroidissement et, si on ne décidait pas d’en récupérer les matières valorisables, envoyés ensuite dans un éventuel stockage approprié.

D’une manière générale, on remarquera qu’un procédé de retraitement est un préalable non seulement au schéma ci-dessus mais encore à toute mise en oeuvre de l’axe 1 de la loi : hors des procédés de séparation chimique, on ne voit pas aujourd’hui de possibilité de transmuter les actinides, même à l’aide de systèmes innovants.

Ce schéma ne prétend, en aucune façon, être représentatif des conclusions qui pourront être tirées en 2006, mais simplement montrer que, dans l’état actuel, au moins une option, globale et cohérente, semble possible. C’est toute la responsabilité de la recherche de pouvoir offrir, à ce moment, au Législateur, d’autres possibilités qui lui permettront d’exercer son choix.