LE RETRAITEMENT ET LES DECHETS NUCLEAIRES
LES OBJECTIFS DU
RETRAITEMENT
Le retraitement consiste à :
• récupérer la matière encore utilisable, le plutonium et l’uranium,
pour produire à nouveau de l’électricité. C’est le recyclage des matières
énergétiques contenues dans les combustibles usés ;
• trier les déchets radioactifs non récupérables.
Certains pays n’ont pas opté pour le retraitement, par exemple, la Suède et les
États-Unis. Dans ce cas, les combustibles usés sont considérés comme des déchets
et sont directement stockés après leur retrait du réacteur. Les pays ayant
choisi d’avoir une usine de retraitement sont la France, la Grande-Bretagne, la
Russie et le Japon. D’autres pays comme l’Allemagne, la Suisse et la Belgique
font retraiter dans d’autres pays (notamment en France).
L'EXTRACTION
DES PRODUITS DE FISSION
Lors de leur arrivée dans l’usine de retraitement, les assemblages de
combustible usés sont de nouveau entreposés dans une piscine. Ils sont ensuite
cisaillés en petits tronçons, lesquels sont alors introduits dans une solution
chimique qui dissout le combustible mais laisse intacts les morceaux métalliques
(gaines…). Ceux-ci seront stockés comme déchets nucléaires. Des traitements
chimiques successifs sur le combustible en solution permettent de séparer le
plutonium et l’uranium des produits de fission. Ces derniers seront intégrés
dans des verres spéciaux (vitrification) et stockés comme déchets nucléaires.
L’uranium et le plutonium, qui représentent 96 % de l’ensemble, sont séparés et
conditionnés séparément.
LE RECYCLAGE DES MATIÈRES
COMBUSTIBLES
L’utilisation du plutonium issu du retraitement fait l’objet de nombreuses
études, notamment au CEA. De nouveaux combustibles composés d’un mélange
d’oxyde d’uranium et oxyde de plutonium (appelés Mox, de l'anglais “Mixed
Oxides”) sont déjà utilisés dans certains réacteurs (REP)
d’EDF. De plus, en ce qui concerne l’uranium récupéré au cours du retraitement
et qui est encore légèrement plus riche que l’uranium naturel (environ 1 %
d’uranium 235), il pourra être à nouveau enrichi à plus de 3 % et suivre une
voie analogue à celle d’un combustible ordinaire.
LA PRODUCTION DE DÉCHETS
NUCLÉAIRES EN FRANCE
Toute activité humaine génère des déchets. La croissance démographique et
industrielle s’accompagne d’un accroissement du volume de déchets à traiter,
conditionner, recycler ou stocker lorsque le recyclage n’est pas possible.
L’industrie nucléaire n’échappe pas à la règle. Cependant, ces déchets ne
constituent qu’une part minime des déchets produits par la société. À titre de
comparaison, la quantité annuelle de déchets industriels produits en
France, par habitant, est de 2 500 kg (dont 100 kg de déchets toxiques) contre 1
kg environ de déchets nucléaires. Dans ce kilo, seuls 10 g sont des déchets de
haute activité. La quantité n’est cependant pas le seul aspect à
prendre en compte ; la toxicité est aussi très importante. C’est pourquoi les
recherches sur le traitement et le stockage de ces déchets font l’objet de
nombreuses études.
Les déchets nucléaires sont produits à toutes les étapes du cycle du combustible
nucléaire : extraction minière, enrichissement de l’uranium, fabrication des
assemblages, exploitation des réacteurs, retraitement. Ils sont aussi engendrés
lors du démantèlement des installations nucléaires. S’y ajoutent les déchets
radioactifs produits par les centres de recherche (CEA…), ainsi que les
industries et hôpitaux utilisant des éléments radioactifs.
LES DECHETS ISSUS DE LA FUSION
Il existe trois types de déchets
radioactifs qui sont manipulés et traités différemment selon leur niveau de
radioactivité :
Les déchets radioactifs, extraits et triés par la Cogema dans les centres de retraitement de La Hague et Marcoule, sont produits à chaque étape du cycle du combustible : extraction du minerai d'uranium, fabrication du combustible, exploitation des centrales, retraitement du combustible irradié. Le recyclage est privilégié : ainsi, l'uranium non consommé, mais présent dans le combustible usé, et la quasi totalité du plutonium produit par la fission, sont réutilisés comme combustible dans les réacteurs. Ces opérations permettent de réduire de moitié le volume final des déchets de haute activité.
Les déchets restants sont classés en trois catégories selon leur niveau de radioactivité et leur durée de vie.
Les déchets de catégorie A, qui représentent 90 % de l'ensemble (vêtements des opérateurs, déchets d'opération, plastiques de protection, outils divers...), de vie courte (temps de demi-vie inférieur à 30 ans) et de faible ou moyenne activité, sont d'abord compactés et placés dans des conteneurs, puis noyés dans du béton. Ils sont ensuite stockés en surface sur le site de La Hague, aujourd'hui saturé, et dans des silos étanches dans le centre de Soulaines (Aube), géré par l'ANDRA (agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs depuis 1992). Leur radioactivité sera comparable à la radioactivité naturelle dans 300 ans.
Les déchets de catégorie B (9,5 % de l'ensemble), de moyenne activité mais de longue vie, sont constitués par des résidus métalliques provenant du retraitement du combustible irradié à La Hague. Ils sont conditionnées dans du bitume ou du béton et entreposés sur leur lieu de production en attente de stockage.
Les déchets de catégorie C (0,5 % de l'ensemble) sont des déchets de très haute activité qui dégagent de la chaleur pendant plusieurs centaines d'années. Ils sont vitrifiés et entreposés sur le site de La Hague dans des puits de stockage en béton spécialement aménagés pour leur refroidissement. Cet entreposage sous haute surveillance est néanmoins temporaire dans l'attente d'une loi concernant le stockage des déchets de longue durée de vie. La loi Bataille du 30 décembre 1991 fixe ainsi un délai de 15 ans pour apprécier les résultats de recherche actuellement en cours.
LA RECHERCHE SUR LES
DÉCHETS À VIE LONGUE
La réduction du volume et de l’activité des déchets solides et liquides est au
premier rang des objectifs de recherche et développement qui comprennent :
• la recherche, effectuée au CEA, de solutions permettant la
séparation et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue présents
dans ces déchets ;
• l’étude, au CEA, de procédés de conditionnement et
d’entreposage de longue durée en surface ou en subsurface ;
• l’étude des possibilités de stockage réversible ou
irréversible dans les formations géologiques profondes, notamment grâce à la
réalisation de laboratoires souterrains, effectuée par l’Andra. La protection de
l’homme et de son environnement est une composante majeure des travaux des
chercheurs et ingénieurs du CEA, qui apportent un soin particulier à la mise au
point de procédés et technologies visant à diminuer sans cesse les risques liés
à la radioactivité. Au quotidien, une même attention vise la gestion des déchets
liés à leurs propres activités de recherche.
LA GESTION DU COMBUSTIBLE USÉ
Le déchargement et le transport jusqu'à l'usine de retraitement
| Le renouvellement du combustible au sein du réacteur
s’effectue sous l’eau afin de protéger le personnel de la centrale des
rayonnements radioactifs : la cuve du réacteur est en communication avec une
piscine et les barres de combustible sont manipulées au moyen d’une grue
pour être transférées dans cette piscine. Elles y restent ensuite environ 2
ans, temps nécessaire à la décroissance d’une partie de la radioactivité. Puis, toujours sous l’écran d’eau de la piscine, les barres de combustible sont placées dans des conteneurs blindés, nommés « châteaux », conçus en acier et en plomb et épais de 45 cm, ils assurent la protection contre les rayonnements radioactifs et peuvent résister à des chocs très violents (le transport s’effectuant par route ou par voie ferrée). Les déchets radioactifs sont ainsi acheminés jusqu’à l’usine de retraitement de La Hague, dans le Nord-Cotentin. |
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Le retraitement
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Arrivés à l’usine, les déchets sont retirés des châteaux
toujours sous eau, et restent de 3 à 5 ans en piscine afin qu’ils perdent
encore une partie de leur radioactivité. Puis, les assemblages sont découpés
et traités à l’acide nitrique pour séparer le combustible des gaines pour
lesquelles un conditionnement spécifique est prévu. Le combustible récupéré est ensuite trié : les 3% de produits de fission sont stockés provisoirement dans des cuves en acier ; l’uranium encore légèrement enrichi (95% de 238U et 1% de 235U) est renvoyé vers les usines de reconversion pour être à nouveau enrichi ; le plutonium (apparu suite aux transformations subies par 1% de l’uranium 238) sera lui aussi reconverti. |
L'entreposage
| Après un stockage pendant un temps limité durant lequel ils perdent une partie de leur radioactivité et de leur chaleur, les produits de fission subissent une évaporation et sont calcinés. Les cendres sont mélangées à des granulés de verre en fusion dans un four à 1150°C, cette étape s’appelle la vitrification. Ils sont ensuite entreposés dans des puits de béton durant 30 à 40 ans avant leur transfert sur un site de stockage définitif. En raison de la date de début d’exploitation des centrales, ces déchets sont encore tous dans cette phase d’entreposage sur le site de La Hague, dans le Nord-Cotentin. |  |
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Un programme de recherches, défini par la loi du 30 décembre
1991, a fixé un délai de 15 ans pour explorer différentes solutions à
l’amélioration de ce stockage :
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