Loading AI tools
déchets contenant des matières radioactives et émettant des rayonnements ionisants De Wikipédia, l'encyclopédie libre
Un déchet radioactif est un déchet qui, du fait du niveau de sa radioactivité, nécessite des mesures de radioprotection[1] particulières. Ces déchets doivent réglementairement faire l'objet d'une caractérisation radiologique (par le producteur de déchets) et d'un contrôle (par le centre de stockage), afin d'assurer que leur stockage est adapté à leur radioactivité éventuelle, et ne crée pas de risque radiologique. Le cas échéant, dans de nombreux pays, des « déchets nucléaires » sans radioactivité significative peuvent être « libérés » après contrôle, pour être traités comme des déchets d'activités économiques de même type.
La plus grande partie des déchets radioactifs provient de l'industrie nucléaire qui utilise et génère des matières radioactives dans les différentes étapes du cycle du combustible nucléaire. Les déchets radioactifs proviennent également de la médecine nucléaire, d'industries non nucléaires (extraction des terres rares par exemple), de l'utilisation passée d'éléments radioactifs (paratonnerres à l'américium, etc.) ou encore des usages militaires de l'énergie nucléaire (fabrication d'armes atomiques en particulier).
Le terme générique de « déchets radioactifs » recouvre des substances de natures très variées. Ils se distinguent principalement par leur activité : les déchets de « haute activité », cendres du combustible nucléaire, sont plus d'un milliard de fois plus radioactifs que les déchets de « faible activité », dont la radioactivité est en dose moins importante et la période des éléments plus courte. Ils se distinguent également par leur période radioactive. Certains radionucléides dits « à vie courte » subissent une extinction naturelle de leur radioactivité à l'échelle de quelques années. D'autres dits « à vie longue » imposent une gestion à long terme, voire très long terme des déchets dont la durée de vie se compte en millions d'années. Ils se distinguent enfin par leur état (solide, liquide, gazeux) et leur composition chimique.
Le traitement de ces déchets doit permettre de maîtriser le risque radiologique qu'ils peuvent représenter, et peut conduire à différentes stratégies. Le confinement a pour but de les isoler de l'environnement humain pendant une période de temps suffisamment longue pour que toute diffusion ultérieure de radionucléides n'occasionne pas un risque radiologique inacceptable, même à longue échéance[2]. La dispersion dans l'environnement (sous forme d'effluents liquides ou gazeux et dans des limites d'activité et de concentration d'activité strictement contrôlées) n'est possible que pour des rejets de faible activité, ou pour des isotopes peu radio-toxiques et à vie courte.
Les nombreuses utilisations des propriétés de la radioactivité produisent, depuis le début du XXe siècle, des déchets radioactifs. Ils proviennent aujourd’hui pour l'essentiel des centrales de production d’électricité, des usines de traitements des combustibles usés et des autres installations nucléaires civiles et militaires qui se sont développées au cours des dernières décennies. Les laboratoires de recherches et les services de médecine nucléaire contribuent aussi, à un degré moindre, à la production des déchets radioactifs, de même que certaines industries utilisant des matières radioactives ou employant des sources radioactives[1].
Selon la définition de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA), un déchet radioactif est « toute matière pour laquelle aucune utilisation n'est prévue, et qui contient des radionucléides en concentrations supérieures aux valeurs que les autorités compétentes considèrent comme admissibles dans des matériaux propres à une utilisation sans contrôle »[3]. En France[4], un déchet radioactif est une matière radioactive ne pouvant être réutilisée ou retraitée (dans les conditions techniques et économiques du moment).
Ne sont considérés, au sens juridique, comme « déchets radioactifs » que les seuls déchets ultimes. De ce fait, des substances radioactives déjà utilisées ne sont pas nécessairement considérées comme des déchets, mais peuvent être comptabilisées comme des matières valorisables, quand elles peuvent faire l'objet d'une utilisation industrielle future (par exemple, l'uranium de retraitement, l'uranium appauvri ou le combustible usé).
D'autre part, un déchet n'a légalement le caractère « radioactif » que s'il nécessite des dispositions de contrôle de radioprotection : une substance dont la radioactivité est suffisamment faible peut ne pas entrer dans la catégorie de « déchet radioactif » si sa radioactivité est suffisamment faible, ou suffisamment diluée (par rapport aux critères de la CIPR). Ainsi, d'une manière générale, les rejets d'effluents radioactifs liquides ou gazeux (tritium, carbone 14...) ne sont pas considérés comme des déchets radioactifs si leur activité ne dépasse pas les limites autorisées (variables selon les états et les époques), et est considérée comme suffisamment faible pour qu'aucune mesure de radioprotection ne soit nécessaire. De même, en France, un arrêté (qui a fait l'objet d'un avis défavorable de l'Autorité de sûreté nucléaire[5]) précise les conditions de dérogation pour l'utilisation de rebuts faiblement radioactifs dans la fabrication des produits de grande consommation[6], les matériaux de construction inclus.
Le système de classification des déchets radioactifs ne dépend pas directement de la façon dont sont générés les déchets. Ils sont classés notamment selon les deux critères suivants :
La classification suivant l'activité reflète les précautions techniques qu'il est nécessaire de prendre en termes de radioprotection ; l'activité reflétant à la fois l'activité intrinsèque du radionucléide (son activité massique) et son taux de dilution dans le produit considéré. Un déchet est dit :
Ainsi, il y a sensiblement un facteur mille d'une catégorie à l'autre, l'activité se comptant respectivement en kilobecquerels par gramme (FA), mégabecquerels par gramme (MA) et gigabecquerels par gramme (HA).
La radiotoxicité des différents radio-isotopes peut varier sur plusieurs ordres de grandeur, mais se compte typiquement en microsieverts par kilobecquerels. En dehors des éléments très radiotoxiques, il faut donc ingérer des quantités de l'ordre du kilogramme pour conduire à des expositions dépassant le seuil réglementaire du millisievert avec des produits de faible activité (kBq/g), ce qui est généralement irréaliste. Inversement, l'activité de produits à haute activité (HA) est généralement suffisante pour provoquer des brûlures si on y reste trop longtemps exposé.
La classification se fait également sur la base de la période radioactive. Les déchets sont qualifiés de :
D'une manière générale, au bout de dix fois la demi-vie d'un radionucléide, son activité a été divisée par 1 024, ce qui le fait passer d'une catégorie d'activité à l'autre. Ainsi, au bout de 310 ans, des déchets « Moyenne activité-vie courte » n'ont plus qu'une activité de type « Faible activité-vie courte » ; et trois siècles supplémentaires les feront passer dans la catégorie « très faible activité ». En revanche, pour des produits contenant du plutonium (demi-vie de 24 110 ans) le passage d'une catégorie à l'autre prend 241 000 ans), ce qui rend irréaliste toute gestion historique de tels déchets.
D'autres critères de classification font intervenir la dangerosité chimique et la nature physico-chimique des déchets. Des radioisotopes seront d'autant plus dangereux qu'ils sont fortement radiotoxiques, qu'ils présentent une toxicité chimique, et qu'ils peuvent passer facilement dans l'environnement (le plus souvent en solution dans l'eau).
La radioactivité a été découverte en 1896 par Henri Becquerel, lorsqu'il a constaté l'émission spontanée par l’uranium de rayons invisibles, pénétrants, qui impressionnaient les plaques photographiques et rendaient l'air conducteur. En 1898, Pierre et Marie Curie découvrent dans le minerai d'uranium deux autres corps, dont l'émission est beaucoup plus puissante : le polonium, puis le fameux radium. Ils donnèrent alors à ce phénomène le nom de radioactivité. tous les trois recevront le prix Nobel en 1903.
En 1934, Irène et Frédéric Joliot bombardent une mince plaque d'aluminium avec des α émis par une source de polonium. Ils observent un rayonnement et la formation de phosphore et de silicium. C'est la découverte de radioactivité artificielle, qui leur vaudra également le prix Nobel en 1935. À leur suite, les chercheurs vont irradier les noyaux connus avec des rayonnements divers, et produire un grand nombre de noyaux radioactifs « artificiels ».
Qu'ils soient « naturels » ou « artificiels », les atomes radioactifs émettent les mêmes rayonnements, avec des effets identiques sur les tissus vivants. On s'en protège de la même façon : en gardant ses distances, en limitant la durée d'exposition, ou en interposant un écran approprié[1].
En France, à partir des critères internationalement reconnus, différents types de déchets ont été définis par l'Autorité de sûreté nucléaire, chacun nécessitant une gestion différente :
| Nature | Volume produit (x1 m3) 2019 | (%) | Part de la radioactivité totale (%) |
|---|---|---|---|
| HA | 4 090 | 0,2 | 94,9 |
| MA-VL | 42 700 | 2,9 | 4,9 |
| FA-VL | 93 600 | 5,9 | 0,14 |
| FMA-VC | 961 000 | 59,6 | 0,03 |
| TFA | 570 000 | 31,3 | 0,0001 |
| DSF | 620 | -- | non décomptés |
Les déchets HA et MA-VL, pour lesquels est envisagé le stockage des déchets radioactifs en couche géologique profonde, concentrent la quasi-totalité de la radioactivité (plus de 99,9 %) mais ne représentent qu'une faible part en volume (de l'ordre de 3,2 %).
Les déchets nucléaires (ainsi que les métaux lourds vers lesquels ils évoluent) sont pris en compte au titre de Chemical pollution and the release of novel entities (« Pollution chimique et le rejet de nouvelles entités ») dans le cadre des limites planétaires[9], reconnues par la France[10].
Les interactions entre les rayonnements ionisants et la matière sont nombreuses et variées, par conséquent, de nombreuses applications existent :
Les résidus des mines d'uranium sont de deux types : Les stériles miniers (non exploités), et les résidus de traitement (dont l'uranium a été extrait).
Les stériles miniers sont extraits, mais non exploités, parce qu'ils présentent une teneur en uranium négligeable, ou insuffisante pour qu'une exploitation soit économiquement rentable. Ces stériles ont une « teneur de coupure » qui dépend des conditions économiques (en particulier, du cours de l'uranium), mais qui restent typiquement de l'ordre de un pour mille. Ces stériles non exploitables ont donc une radioactivité au plus de l'ordre de 100 Bq/g, ce qui est la radioactivité moyenne des cendres de charbon. Ils sont généralement laissés en tas, ou peuvent être utilisés comme matériaux de remblais : leur radioactivité est très sensiblement supérieure à celle de roches usuelles (le granite naturel a une radioactivité de l'ordre de 1 becquerel par gramme, due à la présence d’uranium, de l’ordre de 10 ppm), et est facilement détectable, mais l'exposition supplémentaire induite par cette radioactivité reste largement en deçà du seuil réglementaire de un mili-sievert par personne et par an, et n'entraîne pas d'incidence sanitaire statistiquement détectable[12].
Les résidus de traitement miniers correspondent aux minerais riches, dont a été extrait l'uranium. Ces résidus contiennent encore des traces d'uranium, mais surtout l'ensemble des éléments de la chaîne radioactive de désintégration des uranium 235 et 238. Ces résidus contiennent donc des déchets à vie longue : du thorium 230 (75 000 ans), du radium 226 (1 600 ans) et du protactinium 231 (32 700 ans). Ils contiennent à l'état de traces l'ensemble des éléments de la chaîne radioactive aval, qui emporte 80 % à 90 % de la radioactivité initiale du minerai (laquelle peut être importante).
Ces résidus de traitement miniers peuvent présenter trois types de problème pour la radioprotection :
Par ailleurs, indépendamment de ce problème de radioprotection, les stériles ou résidus miniers peuvent poser des problèmes de toxicité chimique, quand l'uranium est présent avec d'autres produits par ailleurs toxiques (plomb, arsenic...).
La majorité des réacteurs modernes fonctionnent avec de l'uranium enrichi. S'il y a enrichissement de l'uranium d'une part, il reste bien évidemment de l'uranium appauvri d'autre part[13] : l'enrichissement produit des quantités importantes d'uranium appauvri, les « queues » du retraitement, qui (sauf précision contraire du contrat d'enrichissement) reste la propriété de l'enrichisseur. Les pays qui ont une industrie d'enrichissement de l'uranium ont donc d'importants stocks d'uranium appauvri non utilisé (États-Unis, France, Royaume-Uni, Russie). C'est cet uranium appauvri qui est utilisé pour la fabrication du combustible MOX, qui est un mélange d'oxyde d'uranium appauvri et du plutonium issu lui-même du retraitement des combustibles usés. C'est aussi cet uranium appauvri, qui sert à la fabrication de certains obus capables de transpercer les blindages. Il ne faut pas le confondre avec l'uranium de retraitement (URT), qui est également de l'uranium appauvri récupéré à l'occasion du retraitement des combustibles usés (pour 100 t retraitées, environ 96 t d'URT, 1 % de plutonium et 3 à 4 % de déchets ultimes vitrifiés).
Les usines d'enrichissement peuvent également faire du ré-enrichissement. Le ré-enrichissement peut prendre deux formes :
L'uranium appauvri est, pour la plus grande part, entreposé en l'attente d'une valorisation ultérieure[14], car est constitué d'uranium 238, isotope fertile susceptible de produire du combustible nucléaire dans des filières à surgénérateur, dont l'emploi est prévu avec les réacteurs de quatrième génération à l'horizon 2050. Ayant des utilisations prévues dans l'industrie nucléaire, l'uranium appauvri n'est pas considéré comme un « déchet nucléaire », que ce soit juridiquement ou économiquement. Cependant, cette utilisation n'est prévue qu'à moyen ou long terme, et dans l'immédiat, l'uranium appauvri est simplement entreposé. Par ailleurs, l'uranium appauvri est également utilisé dès à présent dans la fabrication du combustible MOX pour les REP ou les RNR, et à d'autres utilisations quantitativement marginales (obus, lests...).
Le caractère valorisable ou non de ces stocks fait l'objet de polémiques de la part d'associations écologistes, qui considèrent que « si l’uranium retraité n’est pas nécessaire, il doit être éliminé comme déchet radioactif »[15], et que « les contrats cités dans « L'exutoire Russe » sont en violation claire de la loi russe, et selon cette législation les déchets d’uranium devraient être renvoyés dans les pays clients dans leur totalité »[16],[17].
Une partie importante des combustibles usés issus des réacteurs électrogènes ne sont pas à proprement parler des déchets au sens de la définition du terme car valorisables pour partie (cf ci-après le point « Valorisation du combustible des réacteurs électrogènes »).
Les déchets radioactifs de la production électronucléaire peuvent être regroupés dans les cinq catégories :
Ces déchets sont souvent très lourds (plutonium, uranium, plomb), ce qui impose des précautions particulières pour leur manipulation, mais certains sont très légers (tritium gazeux, difficile à stocker), plus souvent présent sous forme d'eau tritiée ou de solide tritié ; les déchets tritiés solides des petits producteurs pourraient bientôt être entreposés sur les installations prévues pour les déchets d’ITER[18].
Le démantèlement d’une centrale nucléaire produit 80 % de déchets « conventionnels » et 20 % de déchets radioactifs qui, pour la grande majorité, sont des déchets TFA. Le reste représente essentiellement des déchets FMA-VC.[réf. nécessaire]
Les matériaux constitutifs des installations nucléaires subissent des irradiations neutroniques prolongées, qui génèrent des produits d'activation par capture neutronique.
Du fait de cette activation neutronique, les matériaux constituant des installations nucléaires peuvent devenir plus ou moins radioactifs. Cette radioactivité induite dépend du flux neutronique auquel a été soumis le matériau, et des nucléides présents dans ces matériaux, à l'état de constituants ou de traces. C'est d'ailleurs pour cette raison que les matériaux employés dans la construction d'une centrale nucléaire font l'objet de spécifications sévères relatives à la composition et à la pureté du matériau.
Les déchets de démantèlement sont généralement de très faible activité (déchets TFA), soit qu'ils n'aient en réalité pas été irradiés, soit que cette irradiation n'ait eu que des conséquences marginales. L'activation neutronique n'est réellement importante qu'à proximité du réacteur nucléaire proprement dit. Elle concerne en premier lieu la cuve du réacteur, et de manière secondaire les tuyauteries, générateurs de vapeur, pompes primaires et auxiliaires adjacents à la cuve.
Les cuves de réacteurs nucléaires relèvent typiquement des déchets « faible et moyenne activité - vie courte » (FMA-VC), du fait que l'activation neutronique ne conduit qu'à des radioactivités de demi-vie compatible avec une gestion historique des déchets (demi-vie de l'ordre de la dizaine d'années au plus). Ces cuves doivent être isolées et protégées (typiquement, par un ennoyage en béton), mais à une échelle millénaire, on suppose que leur radioactivité n'est plus susceptible de poser un problème au regard de la santé publique.
De nombreux laboratoires de recherche utilisent ou produisent des radionucléides, qu'ils doivent ensuite gérer en tant que déchets. Les accélérateurs de particules par exemple génèrent des radionucléides (émetteurs alpha, beta ou gamma ou des émetteurs de rayons X de faible énergie, dits radionucléides difficile-a-mesurer (DTM), à la suite des interactions entre particules accélérées avec la matière et/ou avec les structures environnantes. Une thèse récente (2017)[19] a ainsi étudié les radionucléides de plus de 1 000 m3 de déchets radioactifs du CERN.
Les déchets radioactifs générés dans le secteur médical contiennent des radionucléides en général de courtes périodes issues des activités de médecine nucléaire in vivo (scintigraphies et radiothérapie métabolique) et in vitro (radio-immunologie). Parmi ces radionucléides, on trouve le technétium 99 m (6 heures), le fluor 18 (2 heures), l'iode 123 (13,2 heures), l'iode 131 (8 jours), le thallium 201 (3 jours)... Réglementairement parlant, les déchets contenant ces radionucléides peuvent être gérés par décroissance puisque leurs périodes sont inférieures à 100 jours. Il faut respecter une durée de décroissance d'au moins 10 fois la période de chaque radionucléide.
On trouve encore, mais de manière plus marginale, certains radionucléides de périodes supérieures à 100 jours, utilisés pour la radio-immunologie ou la recherche biomédicale, comme le tritium (12,3 ans) ou le carbone 14 (5 730 ans). Les activités mises en œuvre sont très modérées par rapport aux activités in vivo (de l'ordre d'une dizaine à quelques centaines de kilobecquerels), mais la réglementation en vigueur prévoit une évacuation des déchets par l'Agence Nationale des Déchets Radioactifs (ANDRA).
Il faut distinguer les déchets radioactifs solides et les effluents radioactifs liquides ou gazeux. Pour la première catégorie, les services de médecine nucléaire doivent prévoir un local de capacité suffisante pour la gestion par décroissance. Outre le tri obligatoire par périodes le plus en amont possible (par exemple: (fluor 18 - technétium 99 m - autres isotopes) et la séparation de ces déchets dans le local, il peut être intéressant de séparer également les collecteurs à aiguilles usagées des autres déchets solides, ces derniers contenant en général des activités moindres, entraînant ainsi une évacuation plus rapide dans le circuit des déchets classiques.
En dehors de la mise en œuvre d'iode 131, la production d'aérosols radioactifs reste marginale dans un service de médecine nucléaire. Elle se limite souvent aux examens de ventilation pulmonaire utilisant du technétium 99 m. Dans ce cas, la ventilation doit être réalisée dans un local adapté, en dépression, sans brassage d'air, et muni d'un système d'aspiration adapté aux dimensions du local (hotte ou cône d'aspiration). Les effluents radioactifs liquides sont principalement issus des opérations de nettoyage du matériel de la radiopharmacie (protège-flacons, protège-seringues, pinces...) et du traitement d'éventuels incidents de contamination surfacique ou des mains des travailleurs. Les services de médecine nucléaire doivent ainsi être équipés d'éviers actifs, relié à un système de deux cuves tampons fonctionnant alternativement en remplissage et en décroissance. Il est recommandé de doubler systématiquement chaque évier actif avec un évier inactif relié au réseau sanitaire classique afin d'éviter un taux de remplissage trop important des cuves. Avant vidange d'une cuve, une analyse par spectrométrie gamma est nécessaire pour vérifier que l'activité volumique contenu dans la cuve est inférieure à la limite fixée par voie réglementaire (10 Bq/L). Il est également nécessaire de disposer de toilettes reliées à une fosse septique « chaude », permettant de bénéficier d'une décroissance partielle combinée à une forte dilution. Le dimensionnement de cette fosse septique est de 2 m3 pour un passage de 25 patients par jour.
On notera que la mise en œuvre d'acte de thérapie métabolique par l'iode 131 avec des activités supérieures à 740 MBq nécessite l'hospitalisation des patients en chambres protégées. Dans ce cas, les toilettes, les éviers et les douches présentes dans les chambres doivent être reliés à un système de cuves tampons dédiées, séparées de celles de la médecine nucléaire, et de capacités suffisantes étant donné la période plus longue de l'iode 131 (8 jours). Le seuil réglementaire pour la vidange dans le réseau sanitaire classique est de 100 Bq/L.
Plusieurs modes de gestion des déchets radioactifs liquides et solides sont mis en œuvre (selon la nature des déchets, mais aussi selon les stratégies nationales et moyens techniques disponibles).
Le déchet est préparé, par exemple déshydraté, stabilisé (vitrifié, fondu ou ennoyé dans une matrice solide) et enfermé en bidons ou conteneurs spéciaux, selon sa dangerosité. Des études portent sur la résistance dans le temps des contenants, mais aussi des matériaux vitrifiés ou de résines polyépoxydes d'enrobage (« réseaux epoxy-amine ») exposés à un rayonnement ionisant interne. Ce rayonnement peut fragiliser le matériau, notamment via l'oxydation par l'air (radio-oxydation) et/ou lors du contact avec l'eau à la suite d'une modification des caractéristiques de diffusivité, capillarité, dureté et/ou solubilité du matériau[20].
Vient ensuite le stade du stockage et de la surveillance pour lesquels aux États-Unis, en Suisse et en France, la loi a évolué en imposant la réversibilité. Au Canada et au Japon, ce sont les gouvernements qui ont récemment revu leur doctrine pour aussi y intégrer le principe de réversibilité des choix techniques, et des choix politiques (ce qui signifie que même en profondeur, un déchet devrait pouvoir être contrôlé et déplacé) pour notamment laisser ouvert le processus décisionnel pour les décideurs et citoyens du futur. En Suède et Finlande, ce sont les exploitants nucléaires eux-mêmes qui ont fait ce choix. Au Royaume-Uni, le débat est encore en cours.
Après 30 ans, la Suède a demandé en juin 2009 à son Agence SKB (agence suédoise de gestion des déchets nucléaires) de se préparer à un enfouissement de cent mille ans pour certains de ses déchets, dans une couche de granit à 500 m de profondeur, dans un site où une centrale est déjà installée depuis 1980 (à Östhammar, à environ 100 km au nord de Stockholm), sous réserve que le tribunal de l'environnement accepte de délivrer le permis de construire[21].
Le combustible usé des centrales nucléaires contient :
La première étape du traitement du combustible usé des centrales nucléaires consiste donc à séparer les déchets proprement dits des matières valorisables. Une fois la séparation opérée, les déchets font l'objet d'un conditionnement adapté à leur nature, afin de les stabiliser (pour les rendre non dispersables). Pour les déchets de haute activité (solution de produits de fission), ce conditionnement est par exemple la vitrification au sein d'une matrice inerte coulée dans un fût en inox. Les déchets de moyenne activité (coques et embouts) peuvent être compactés (afin de réduire leur volume) puis placés dans des fûts métalliques. Les déchets du procédé de séparation en lui-même peuvent faire l'objet d'évacuation sous forme d'effluents liquides ou gazeux ou de conditionnement en attente pour stockage (compactage, cimentation, bituminage...).
L'entreposage des déchets radioactifs est l'opération qui consiste à les placer temporairement dans une installation aménagée à cet effet pour permettre une mise en attente, un regroupement, un suivi ou une observation. Il se justifie notamment pour les déchets dont les filières associées sont en cours d’étude. Des entreposages industriels existent d’ores et déjà sur les sites nucléaires.
La conception des installations d’entreposage doit allier robustesse et simplicité et respecter les principes de sûreté et de radioprotection habituellement mis en œuvre pour les installations nucléaires. L’entreposage étant par définition provisoire, il faut prévoir la surveillance de l’intégrité des colis afin qu’ils puissent être repris dans des conditions simples et sûres[22].
On peut distinguer un stockage de court ou moyen-terme en « piscine » (ou autre lieu du stockage), du stockage définitif de long terme (qui correspond à une mise en décharge, mais qui doit être réversible selon certaines stratégies ou législations). Ces législations ou stratégies peuvent évoluer. Aux États-Unis, le projet de stockage dans les couches de roches volcaniques de Yucca Mountain dans le Nevada, a provisoirement été gelé en 2009 par le président Barack Obama, juste avant son ouverture programmée, pendant qu'en Allemagne, notamment en raison de problèmes techniques, le stockage dans la mine de sel de Gorleben a été gelé.
Dans le passé des déchets faiblement ou moyennement radioactifs ont été utilisés comme matériaux de remblai, légalement ou non. Cela se pratique encore couramment pour les résidus miniers très faiblement radioactifs.
Le stockage en surface de déchets moyennement à hautement radioactif est en général et de plus en plus considéré comme un stockage temporaire, mais des incertitudes existent sur la sécurité des stockages souterrains (avec difficultés avérées dans les mines de sel en Allemagne). Il peut faire suite à un accident, comme à Tchernobyl, dans le cadre du sous-projet « stockage de déchets » (Initiative Franco-Allemande pour Tchernobyl dite IFAT).
Le stockage en surface permet de mieux surveiller l'évolution des déchets et l'éventuelle dégradation de leurs contenants. Des études se poursuivent sur les risques à court, moyen et long terme des deux types de stockages, ainsi que sur la caractérisation radiologique des sites, et évaluation de leur impact sur l’environnement et les populations. Il s'agit notamment de mieux comprendre et mesurer la dissémination de radionucléides dans l’environnement (dégradation/porosité des bétons ou aciers, interactions avec les eaux de lixiviation et les roches-hôtes, évolution de la capacité de rétention des milieux, risque sismique ou de tsunami, etc.). Pour les études à long terme, on peut s'inspirer de données provenant de l'étude de site naturels comme celui de Maqarin en Jordanie considéré par certains géologues comme un « analogue naturel d’un site de stockage de déchets radioactifs du point de vue de l’interaction avec la roche de l’eau alcaline ayant traversé le stockage »[23].
Le stockage à faible profondeur, selon Benjamin Dessus et Bernard Laponche, consiste à entreposer les combustibles irradiés des centrales sans aucun retraitement dans des galeries creusées à faible profondeur (une cinquantaine de mètres environ) en attendant qu'une solution technique ait été trouvée pour les rendre moins nocifs[24]. C'est la solution préconisée en France par plusieurs associations et ONG écologistes tels que Global Chance ou Greenpeace et une pétition en sa faveur lancée en janvier 2018 par l'ancien maire RPR de Verdun Arsène Lux a recueilli presque 10 000 signatures[25]. La poursuite des études à ce sujet comme alternative éventuelle au stockage à grande profondeur a d'ailleurs été demandée en France par la députée Barbara Pompili lors des travaux de la commission parlementaire d'enquête sur la sûreté et la sécurité des installations nucléaires en 2018[26]. En revanche la Commission nationale d'évaluation[27] et l'Autorité de sûreté nucléaire[28] doutent explicitement de la faisabilité à terme de cette solution, qui est également combattue par de nombreux écologistes[29]. Par ailleurs, une contre-expertise indépendante menée en France sur l’évaluation socio-économique de Cigéo montre que cela n’est économiquement viable que dans l’hypothèse où la croissance économique se poursuit et où ni la société ni les institutions ne subissent de catastrophe majeure, ce pendant plusieurs millénaires. Dès qu’on envisage en revanche l’éventualité d’un événement chaotique ou d’une stagnation économique durable, la solution du stockage géologique profond apparaît, grâce à sa capacité de protéger de façon passive les générations futures en cas de décroissance, la plus cohérente en termes économiques[30]. Dans les pays où la piste du stockage à faible profondeur a été étudiée, elle a été soit écartée, par exemple au Royaume-Uni, soit envisagée en complément ou en attente d’autres solutions, par exemple en Suisse, en Suède, en Finlande et au Canada[31].
Une des solutions actuellement étudiées pour gérer à long terme les déchets de haute activité et à vie longue, i.e. les produits de fission (PF) et les actinides mineurs (AMin), consiste à les stocker à grande profondeur (300 à 500 m) dans des galeries creusées dans une couche géologique stable, dense et aussi étanche que possible (le granit, le tuff volcanique ou l'argile, comme cela est envisagé en France). La vitrification permet d'assurer le confinement des matières durant 10 000 ans, mais de toute façon ce confinement « artificiel » (assuré par les conteneurs) n'est pas la seule barrière prise en compte puisque c'est la roche choisie qui assure une durée suffisante de protection du milieu.
Au cours des années 1950, une partie des déchets provenant des centrales nucléaires européennes et américaines a été immergée dans l’Atlantique, ainsi que dans la Manche entre les îles anglo-normandes et le cap de la Hague. En effet, durant une première phase du développement de l’usage de l’énergie nucléaire, a prévalu l’idée que la dispersion large dans l’environnement d’une partie des déchets radioactifs de faible activité pouvait être une solution pour le long terme. L'argument avancé était alors que la radioactivité pouvait « se diluer » dans l'eau.
Bien que cette option ait été fortement controversée au sein même de la communauté des ingénieurs du nucléaire, plus de 100 000 tonnes de déchets radioactifs[32] ont ainsi été déversés jusqu’en 1982 dans des conteneurs en béton, au fond des océans — dans l'Atlantique principalement — par une douzaine de pays dont principalement [33]:
À l’origine, les conteneurs étaient conçus pour rester étanches environ 500 ans, délai nécessaire pour ramener leur activité à une valeur telle que leur dispersion dans la mer ne pose pas de problème, mais ce point fait débat. Greenpeace a par exemple envoyé en 2000 un robot sous-marin explorer la zone au large du Cotentin où avaient été immergés des conteneurs de déchets radioactifs de Grande-Bretagne et de Belgique et dit que certains seraient fissurés ou ouverts[34], mais cela est contredit par d'autres sources[35].
En tout état de cause, l’immersion n’a jamais concerné qu’une partie des déchets et n’a été mise en œuvre que dans le cadre de recherches scientifiques destinées à étudier la pertinence de ce mode de stockage[36]. Le 12 mai 1993, les parties contractantes de la Convention internationale de Londres ont voté l’interdiction définitive du déversement en mer de déchets radioactifs. Depuis, les déchets sont gérés dans la majorité des cas en centres de stockage.
Il est aussi possible que l’immersion de déchets radioactifs ait été effectuée de façon clandestine et hors de tout cadre légal : 32 cargos de déchets radioactifs provenant notamment de l'agence italienne pour la recherche énergétique auraient été coulés au large de l'Italie et au large de la Somalie par la ‘Ndrangheta, mafia calabraise, dans les années 1980 et 1990[37]. Un de ces cargos, le Cunsky, a été retrouvé le à 20 milles nautiques des côtes italiennes sur les indications d'un repenti ; il contenait 120 bidons de déchets radioactifs provenant de scories non issues de centrales nucléaires[38], mais selon le Financial Times, le navire retrouvé selon les indications du repenti était en fait un bateau coulé en 1917 ne contenant donc pas de déchets radioactifs[39]. Le navire Korabi contenait lui aussi des déchets radioactifs venant de scories de hauts fourneaux de cuivre, donc ne venant pas de centrales nucléaires (mais pouvant éventuellement les masquer), selon la commission d'enquête parlementaire italienne chargée de l'affaire[40]. Cette même commission n'a pu confirmer ni infirmer le rejet illicite en mer de déchets radioactifs provenant de centrales nucléaires.
Les effluents peu radiotoxiques et à vie courte rejetés en haute mer par des canalisations provenant d'installations nucléaires, comme à la Hague en France et à Sellafield au Royaume-Uni, ne constituent pas des déchets nucléaires au sens strict.
L'envoi des déchets radioactifs de type C (déchets de haute activité et à vie longue), c'est-à-dire les produits de fission (PF) et les actinides mineurs (AMin), dans l'espace (vers le Soleil a priori) est une possibilité quelquefois évoquée pour les éliminer de la biosphère.
En 1980, la NASA a confié à Boeing l'étude d'un projet d'envoi de déchets nucléaires dans l'espace interplanétaire[41]. Cette solution reste assez théorique pour les raisons suivantes :
Concernant les risques, certains satellites d'observation, satellites espions[42], instruments lunaires, sondes spatiales et astromobiles martiens ont déjà utilisé du combustible nucléaire comme source d'énergie. Ainsi de Nimbus, ALSEP, Ulysses, Cassini, New Horizons et Perseverance. Leurs générateurs thermoélectriques à radioisotope, générateurs Stirling à radioisotope et autres réacteurs à fission ont emporté dans l'espace plus de 200 kg de plutonium (à 82 % du plutonium 238[réf. nécessaire])[43] et de futures missions lointaines en seront également pourvues[42],[44].
La transmutation consiste à transformer des isotopes radioactifs à vie longue en isotopes à vie courte ou en isotopes stables en vue de réduire la radioactivité à long terme des déchets radioactifs. La transmutation des déchets de haute activité et à vie longue fait l'objet de recherches depuis les années 1990 : en France, dans le cadre de la loi relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs, dite loi Bataille (1991), le réacteur Phénix a été utilisé pour de telles recherches.
En 2012, des chercheurs belges du SCK-CEN et français du CNRS couplent un réacteur nucléaire rapide avec un accélérateur de particules, ouvrant la voie à la conception de MYRRHA, un démonstrateur préindustriel d’incinération des déchets radioactifs à vie longue[45].
En avril 2015 est lancé le projet H2020 Myrte « Myrrha Research and Transmutation Endeavour », dans le prolongement du projet européen Euratom FP7 MAX « MYRRHA Accelerator eXperiment R&D programme », coordonné par l'institut de Physique nucléaire. L'objectif de ce projet est de poursuivre les recherches nécessaires pour démontrer la faisabilité de la transmutation des déchets nucléaires de haute activité à l'échelle industrielle via le développement du réacteur de recherche MYRRHA et de son accélérateur associé. Des corps radioactifs à vie longue peuvent être ainsi transformés en atomes à vie plus courte, voire en éléments réutilisables pour d'autres applications[46].
Selon l'UARGA (Union d’Associations de retraités et d’anciens du nucléaire), la thèse montrant qu'il est possible de transmuter certains radioéléments tels que l’américium dans des flux de neutrons rapides, fait malheureusement peu de cas des conditions nécessaires pour la mise en œuvre de ces procédés et de l’analyse des coûts/bénéfices qui en résultent[47].
Elle est en préparation avec une proposition de directive sur la gestion des déchets radioactifs et du combustible usé, adoptée (2010/11/03) par la Commission européenne, dans le cadre d'un travail préparatoire impliquant le Groupement européen des autorités de sûreté nucléaire (ENSREG).
L'Union européenne envisage la création d'un ou deux sites de stockage commun des déchets radioactifs dont le coût serait moindre que des sites de stockage répartis dans tous les pays producteurs de déchets. Quatorze pays ont pris part au projet SAPIERR et sont donc candidats pour accueillir les déchets de l'UE. Certains de ces pays ont cependant une législation qui interdit l'importation de déchets. L'UE espère surmonter cet obstacle en créant une législation commune au niveau européen. Un autre obstacle pourrait venir de l'opinion publique qui serait défavorable au stockage souterrain. L'UE espère que cette opposition s'estompera avec le temps. L'emplacement choisi devrait également être bien desservi par les voies de transport fluviales, maritimes ou ferroviaires car le transport par la route aurait un impact environnemental trop important et serait moins acceptable socialement[48].
En 2008, le ministère fédéral de l'environnement a institué l'ESK, organe de conseil indépendant constitué de 11 experts internationaux indépendants sur la gestion (Traitement et entreposage) des déchets radioactifs, mais aussi sur la fermeture des installations nucléaires[49].
La recherche d'un site de stockage géologique entamée dans les années 1970 avec le laboratoire de la mine d'Asse II[50] se poursuit alors que diverses expérimentations ont eu lieu :
L'Australie a développé le Synroc pour contenir les déchets nucléaires. Le Synroc est une sorte de roche synthétique (Synthetic Rock), inventé en 1978 par le professeur Ted Ringwood de l'Australian National University. Cette technologie est utilisée par l'armée américaine pour confiner ses déchets.
Selon les estimations fondées sur les données disponibles au , la quantité de déchets conditionnés que l'ONDRAF aura à gérer d'ici 2070 est estimée aux volumes suivants :
Pour les déchets de faible activité, l'ONDRAF a étudié, avec des partenariats locaux, des projets de stockage en surface ou en couche géologique (Mol, Dessel, Fleurus). Après un vote du conseil communal de Fleurus qui a mis fin au processus de consultation engagé dans cette commune, le gouvernement décide le 23 juin 2006 de retenir la candidature de la commune de Dessel[54]. L’ONDRAF dépose une demande d’autorisation auprès de l’Agence fédérale de contrôle nucléaire (AFCN) en 2013, puis un dossier d’évaluation de sûreté en 2019. L’AFCN rend un avis favorable début 2023 et un arrêté royal, publié en mai, autorise les travaux de construction qui pourraient débuter en 2024[55].
Pour les déchets incompatibles avec un stockage en surface (haute activité et émetteurs alpha à longue durée de vie), le stockage géologique dans l'argile de Boom est à l'étude depuis 1975. Un laboratoire souterrain dénommé HADES (High Activity Disposal Experimental Site)[56] existe à Mol depuis 1980 sous le domaine technique du Centre d'étude de l'énergie nucléaire (SCK CEN) qui en a initié la réalisation. Le financement du stockage profond repose sur la distinction d’un coût fixe et d’un coût variable. Le coût variable est dû au moment de la production du déchet. En revanche, le coût fixe est financé, quelle que soit la quantité de déchets produite in fine, par un mécanisme de garantie contractuelle avec les producteurs de déchets. Cette approche est destinée à assurer, d’une part la capacité de financement de l’ensemble des déchets produits à ce jour, et d’autre part un impact financier des déchets à produire aussi prévisible que possible.
L'Agence fédérale de contrôle nucléaire (AFCN), du au a soumis à consultation publique ses projets d'arrêtés à portée sociale relevant de sa compétence[57][réf. incomplète].
Depuis 1984, l'expérimentation est en cours dans le laboratoire de recherches souterrain de l'AECL près du lac Bonnet (granite) (Pinawa, Manitoba) en cours de fermeture. Depuis quelques années, Ontario Power Generation (OPG) s'intéresse aux formations sédimentaires argileuses comme celles actuellement étudiées en Belgique, en Suisse et en France. Une formation marneuse paléozoïque hypersaline située à plus de 700 m de profondeur sous le site de la centrale nucléaire de Bruce (Ontario) au nord des grands lacs américains est en cours de caractérisation.
De très nombreux sites de stockage en surface pour déchets de faible activité sont en exploitation aux États-Unis (voir carte). Le premier et le plus ancien site de stockage de déchets solides ou liquides est le site de Hanford.
Un stockage géologique dans une couche de sel (Waste Isolation Pilot Plant) est en service depuis 1999 pour des déchets de moyenne activité d'origine militaire (Carlsbad – Nouveau-Mexique).
Les États-Unis étudient aussi la possibilité d'enfouissement définitif des combustibles usés (déchets fortement radioactifs et à longue durée de vie) dans le tuf volcanique du site de Yucca Mountain (Nevada). Ce site pourrait recevoir environ 70 000 tonnes de combustibles usés. Suspendu par l'administration Obama après les élections présidentielles de 2008 du fait de l'opposition du gouverneur du Nevada, le projet a été relancé en 2018 par une loi adoptée à une large majorité à la Chambre des représentants.
Aux États-Unis, le financement est réalisé à travers l’abondement d’un fonds d’État par une redevance sur le prix de l’électricité. Ce mode de financement déresponsabilise le producteur de déchet en en transférant la charge sur l’État. Dans ce cadre, l’État est garant du financement de la gestion des déchets.
Selon le Commissariat général au développement durable (2019), possédant 13 % des réacteurs mondiaux en fonctionnement, la France a accumulé en 2013 près de 1,5 million de mètres cubes de déchets radioactifs (19 %, soit un cinquième des déchets nucléaires mondiaux). Par suite du vieillissement des centrales et des premiers démantèlements, ce volume a augmenté de 58 % entre 2002 et 2016[58] et, selon l'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA), le volume de 1,6 million de mètres cubes a été atteint en 2017.
La gestion de ces déchets est régie par la loi Bataille de 1991, modifiée en 2006 (loi no 2006-739 du de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs). Elle est confiée à l'ANDRA et s'appuie sur le plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs. Ce plan est prévu par l'article 6 de la loi Bataille (codifié à l’article L. 542-1-2 du code de l'environnement) ; sa seconde version date de 2010. Il doit être révisé tous les trois ans. Ce plan prévoit une gestion différenciée des déchets, adaptée à leur dangerosité et leur durée de « vie radioactive », selon cinq catégories de déchets : haute activité (H-A, 0,2 % du volume total en 2009), moyenne activité à vie longue (MA-VL, 3,6 % en 2009), faible activité à vie longue (FA-VL, 7,2 % en 2009), faible et moyenne activité à vie courte (FMA-VC, 68,8 % en 2009), très faible activité (TFA, 20,1 % en 2009).
| Catégorie : déchets dits | à vie très courte | à vie courte | à vie longue |
|---|---|---|---|
| à très faible activité | VTC
Gestion par décroissance radioactive |
TFA
Stockage de surface (Centre industriel de regroupement, d’entreposage et de stockage) | |
| à faible activité | FMAC-VC
Stockage de surface |
FA-VL
Stockage à faible profondeur à l'étude | |
| à moyenne activité | MA-VL
Stockage géologique profond en projet (Cigéo) | ||
| à haute activité | Non applicable | HA
Stockage géologique profond en projet (Cigéo) | |
En 2017, l'inventaire de l'ANDRA renseigne 1,6 million de mètres cubes de déchet nucléaires (le détail donne H-A : 3 740 m3 ; MA-VL : 42 800 m3 ; FA-VL : 93 600 m3 ; FMA-VC : 938 000 m3 ; TFA : 537 000 m3 ; DSF : 1 770 m3). Ce sont les chiffres habituellement mentionnés par les médias. Pour les déchets de faible activité à vie longue (FA-VL), le chiffre de 93 600 m3 représente moins de 0,4 % du volume réel. Selon la CRIIRAD sont en effet « oubliés » 282 000 m3 de boues radioactives de l'usine Orano Malvési et plus de 23 millions de mètres cubes de déchets issus de la lixiviation dynamique du minerai d’uranium, etc. « Au final, il n’y a pas 1,6 million de mètres cubes de déchets radioactifs en France, mais de l’ordre de 200 millions de mètres cubes »[60].
En 2010, la France évaluait à 1 320 000 m3 son volume de déchets radioactifs, en 2015 à 1 540 000 m3[61] et cette quantité devrait s'élever à 2 700 000 m3 d'ici 2030 selon l'ANDRA[62]. Ils proviennent principalement des installations nucléaires de base ou d'installations nucléaires de base secrètes, et secondairement de divers usages industriels et médicaux[63].
La quantité de déchets pourrait être multipliée par trois dans l'hypothèse d'un démantèlement rapide des centrales en fin de vie. Dans cette hypothèse, les capacités actuelles de stockage pour les déchets de faible activité à vie longue s'avéreraient insuffisantes à terme[61].
L'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA) évalue les déchets nucléaires issus de la bombe atomique à 9 % du stock global ; ils représentent 148 630 m3 sur les 1 670 000 m3 des déchets nucléaires français recensés en 2021[64].
L'ANDRA ne comptabilise pas les déchets résultant des essais nucléaires français en Algérie et pour partie enfouis volontairement dans le Sahara entre 1960 et 1967[65],[66]. De même, elle ne donne aucune indication du volume des déchets créés par les essais souterrains dans les atolls de Moruroa et de Fangataufa[67]. En outre, la France a jeté près de 15 000 tonnes de déchets en Atlantique Nord-Est dans les années 1960[68].
La société Posiva, créée en 1995, est chargée de la gestion des déchets radioactifs et de la R&D qui est associée au projet de stockage géologique. Elle a créé en 2004 un laboratoire de recherche, dans le granite, à 400 mètres de profondeur, sur le site d’Onkalo, à proximité de la centrale d'Olkiluoto. La demande de permis de construire un site de stockage au même endroit a été déposée en 2012, les travaux de fonçage des puits ont été achevés en 2017, les tunnels sont en cours de creusement et l'entrée des premiers colis de déchets est prévue pour 2025 environ[69].
Les déchets de faible et moyenne activité sont stockés près des centrales dans des silos souterrains creusés dans le granite à faible profondeur, mais leur gestion n'est pas de la responsabilité de la société Posiva.
Les puits de deux laboratoires souterrains sont en cours de fonçage :
En 2008, l'Institut de physique et ingénierie nucléaire Horia Hulubei (IFN-HH) recevait des déchets orphelins d'origine inconnue. Certains des déchets stockés sur le site ont fait l'objet de vols[70].
Craignant que la Roumanie participe à la prolifération des armes nucléaires, le DOE américain a financé, en 2009, l'exportation de combustible nucléaire usagé roumain vers la Russie[71] où les déchets radioactifs solides sont depuis 1994 gérés par Ekomet-S.
Thales développe un laser dans le cadre du projet Extreme Light Infrastructure. Ce laser sera livré en 2017 à l'IFN-HH[72]. Il servira notamment au traitement des matières nucléaires et des déchets radioactifs[73].
Ce pays est avec la France, en raison de son unité de Sellafield, l'un des pays abritant le plus de déchets nucléaires. Après une période de rejet en mer de déchets radioactifs (8 000 conteneurs environ dans la fosse des Casquets), puis de stockage provisoire en surface le gouvernement a annoncé[74] être en négociation avec trois conseils locaux (un comté : Cumbria County) et deux des districts de ce comté : Copeland Borough, Allerdale Borough), pour y installer un futur centre de stockage. La production de déchets devrait être encore augmentée car le gouvernement entend doter le pays d'une capacité de 12 GW supplémentaires et d'un nouveau centre de recherche.
La Slovaquie dispose d’un fonds d’État pour le démantèlement des installations nucléaires et la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs. Ce fonds est alimenté par le propriétaire des centrales nucléaires qui verse chaque année 6,8 % du prix de vente de l’électricité commercialisée par les centrales et 350 000 Sk par mégawatt de puissance électrique installée. Le ministère de l’Économie nationale est responsable du fonds. Le mode de calcul de la redevance conduit à une dépendance du montant de l’abondement annuel au prix de l’électricité.
Un centre d'entreposage provisoire en subsurface est en service depuis 1985 (CLAB) et des laboratoires souterrains existent (HRL de Aspo). La solution retenue est celle du stockage géologique dans le granite à Forsmark, à proximité de la centrale d'Oskarshamn. La Suède envisage d'« encapsuler » les combustibles nucléaires usés dans des conteneurs de fer forgé enrobés de cuivre[53]. Le projet prévoit d'entreposer dans un premier temps ces conteneurs 40 ans en piscine où une partie de leur chaleur résiduelle sera éliminée, ensuite ils seraient introduits dans un tunnel creusé à 500 mètres de profondeur et comblé par un bouchon de bentonite, une roche présentant l'intérêt de gonfler et de stopper la circulation de l'eau en milieu humide.
Les quatre centrales nucléaires suisses consomment en moyenne 72 tonnes de combustible par année (constitué de 96% de U238 et 4% de U235) et produisent annuellement 700 kg de plutonium (environ 1%, issu de la transmutation de U238). En 50 ans d'utilisation, ce seront 3 600 tonnes de combustibles qui auront été utilisés et donc autant de résidus nucléaires à gérer (formés d'environ 94% de U238, 1% de U235, 1% de Pu239 et 4% de produits de fission et d'actinides mineurs, les vrais résidus à gérer). Sans retraitement, ni séparation des 96% réutilisables (que la loi interdit), et sachant que la masse volumique du dioxyde d'uranium est de 11 tonnes par m3, cela correspond à un volume brut de matières hautement radioactives de 330 m3 qui contiendra 99% de la radioactivité de tous les déchets nucléaires en Suisse. Si ce volume de résidus était dilué à environ 4% dans une matrice de verre, le volume à gérer serait de 8 000 m3, soit un cube de 20 m de côté. Comme ces résidus ne seront pas retraités ni dilués dans une matrice de verre, mais simplement reconditionnés dans des conteneurs, le volume à gérer[75] sera de 9 300 m3, soit un cube de 21 m de côté, selon la Société coopérative nationale pour le stockage des déchets radioactifs (Nagra). En tout 81 300 m3 (soit un cube de 44 m de côté) de déchets radioactifs devront être stockés (y compris ceux provenant de l'industrie, de la médecine et de la recherche), une fois que les centrales existantes auront été démantelées. La Suisse a envoyé une très petite partie de son combustible irradié dans les usines de retraitement de la Hague en France et de Sellafield en Angleterre jusqu'en 2006. Un moratoire de dix ans a été voté depuis lors au Parlement, suspendant l'exportation de déchets radioactifs pour le retraitement. Il a été reconduit et, désormais, l'interdiction d'exportation et de retraitement est inscrit dans la loi sur l'énergie nucléaire.
Le modèle suisse prévoit l'entreposage des déchets dans deux dépôts distincts selon qu'il s'agit de déchets hautement radioactifs/déchets alpha-toxiques/éléments de combustible irradiés ou de déchets faiblement et moyennement radioactifs. Ils pourraient néanmoins être stockés à un seul endroit si un site s'avère adéquat du point de vue géologique.
Les producteurs de déchets radioactifs exploitent depuis 2001 une installation d'entreposage à Würenlingen (ZWILAG) et envisagent un stockage géologique dans la marne ou dans l'argile à Opalinus. Des études de faisabilité du stockage en profondeur ont été approuvées par le Conseil fédéral suisse en 1988 pour les déchets faiblement radioactifs[réf. nécessaire] et en 2006 pour les déchets hautement radioactifs[76].
L'adoption d'une procédure de sélection par le Conseil fédéral en avril 2008 initie la recherche de sites pour l'entreposage de déchets radioactifs en Suisse.
La Nagra a proposé des domaines d'implantation géologiques en novembre 2008. Ceux-ci font l'objet d'analyses de sécurité au cours des trois étapes prévues dans le plan sectoriel. Au terme de ce processus de sélection, deux sites par catégorie de déchet seront comparés. Une procédure participative est prévue pour les régions concernées par l'accueil d'un dépôt.
Un dépôt pour les déchets faiblement et moyennement radioactifs verra au plus tôt le jour en 2030 alors qu'un dépôt pour les déchets hautement radioactifs sera construit au plus tôt en 2040.
Un laboratoire de recherche est en service depuis 1995 dans l'argile à Opalinus au Mont Terri dans le Jura et un autre dans le granite au site du Grimsel.
La Turquie dispose d'un centre de traitement des déchets radioactifs à Istanbul.
La stratégie chinoise en matière de fin de cycle a été définie dans les années 1980 et repose sur deux principes : les déchets de faible et moyenne activité seront stockés en surface, dans des stockages régionaux ; ceux de haute activité seront stockés en profondeur, dans un stockage national que le gouvernement chinois a choisi d’implanter au nord-ouest du pays[77]. Un laboratoire souterrain sera installé dans le Gansu, dont la construction commencera en 2020.
Les acteurs de la gestion des déchets radioactifs en Chine sont la CNNC (China National Nuclear Corporation), qui s'occupe du traitement et du stockage des déchets et la BRIUG (Beijing Research Institute of Uranium Geology), chargée des études et recherches concernant le stockage des déchets de haute activité ainsi que de la recherche de site.
La KRMC (Korea Radioactive Waste Management Corporation), agence gouvernementale indépendante créée en 2009, est chargée de la construction et de l’exploitation de centres de stockage des déchets de faible et moyenne activité et des activités de recherche associées. Un centre de stockage des déchets FMA est en construction près de la centrale nucléaire de Wolsong, à 80 à 100 mètres de profondeur, dont l'exploitation se poursuivra jusqu’en 2070. Après de nombreuses recherches, le principe d'un stockage souterrain en milieu cristallin a été retenu pour la gestion des déchets de haute activité[77]. Plusieurs sites sont étudiés, mais aucune décision n'a été prise.
Les réacteurs nucléaires naturels d'Oklo, au Gabon, ont fonctionné naturellement pendant des milliers d'années, et ont produit des éléments radioactifs semblables à ceux que l'on trouve dans le combustible irradié (transuraniens, produits de fission notamment).
Les produits de fission et les actinides produits au cours du fonctionnement de ces réacteurs naturels sont pratiquement restés à la même place durant plusieurs centaines de millions d'années et ce, malgré le climat équatorial et les variations de la nappe phréatique. On peut ainsi présumer qu'un site de stockage géologique bien choisi assure un confinement correct à long terme.
Il faut néanmoins remarquer qu'il s'agit là d'une simple hypothèse. Il semble difficile d'assumer que tous les sites de stockage des déchets de plusieurs centaines de centrales nucléaires de par le monde seront tous situés dans des zones géologiquement stables pour des milliers voire des millions d'années.
La valorisation du combustible usagé à la suite de la production électronucléaire peut être étudiée. Il importe en effet de ne pas confondre déchet et combustible irradié.
Les combustibles déchargés des réacteurs électrogènes ne peuvent être intégralement considérés comme des déchets puisque :
Dans certains pays, tout ou partie des matières valorisables sont récupérées dans les usines de traitement du combustible usé. Dans ce cas, seuls les éléments non-valorisables (produits de fission et actinides mineurs) sont considérés a priori comme déchets.
En l'état actuel des techniques seule une proportion assez faible de matière valorisable est ainsi récupérée ; par exemple en France à partir de sept éléments combustibles fabriqués à partir d'uranium naturel et déchargés des centrales REP on fabrique un nouvel élément combustible de type MOX (mélange d'oxydes d'uranium (238 majoritairement) et de plutonium (239 majoritairement)
Les réacteurs à neutrons rapides de quatrième génération ou les réacteurs pilotés par accélérateur pourront rendre les noyaux énergétiquement inexploités (essentiellement les noyaux dits fertiles - comme l'uranium-238) fissiles (comme le plutonium-239) et donc exploitables. Ainsi la plus grande partie de l'uranium naturel pourra être fissionné en réacteur alors même que sans la mise en œuvre de ces réacteurs seule une proportion voisine de 1,2 à 1,3 % le serait (soit donc grossièrement une valeur un peu inférieure au double de la teneur naturelle en uranium 235)[78].
Le facteur multiplicatif ainsi apporté par les réacteurs de quatrième génération, par rapport aux actuels réacteurs à eau, est de l'ordre de 30 à 50. Ce rapport est inférieur au facteur 140 correspondant à la proportion d'uranium 235 dans l'uranium naturel pour les trois raisons majeures suivantes :
Une tendance pourrait être, dans un contexte incertain de crise économique, écologique et climatique de chercher à limiter la durée de vie des déchets. Mais ceci demande d'alors gérer une radioactivité croissante « Parce que l'on voudrait remplacer des isotopes radioactifs à vie longue, donc très peu radioactifs, par des isotopes radioactifs à vie courte, donc très radioactifs »[79].
À long terme, un facteur multiplicatif, vraisemblablement encore supérieur au facteur 30 à 50 que procure la mise en œuvre des réacteurs de quatrième génération peut être espéré avec les réacteurs de 4e génération+ (RN4+ ou cinquième génération RN5) mais dans l'état actuel des développements il ne peut être raisonnablement estimé : tout dépendra des techniques adoptées, par exemple si l'on recourt à une onde de combustion nucléaire en première étape ou, en 2e étape, à un réacteur à sels fondus, véritable usine de retraitement itératif et d'exploitation intégrée (donc potentiellement sans pertes). La remarque fondamentale et réitérée de M. De[80][réf. incomplète] est qu'à l'aide de ces techniques nous aurons nettement moins de soucis de combustible à moyen terme, que nous pourrons réutiliser très longtemps celui que nous avons déjà, sans en racheter d'autre, sans générer un kilogramme de déchets nucléaires supplémentaires. À l'aide d'une usine de retraitement et exploitation de RN4+, on pourra d'ailleurs faire en sorte de ne plus produire le moindre déchet final de demi-vie supérieure à quelques siècles ou même décennies. Il est donc nécessaire que dans le cadre du traité Forum International Génération IV les experts veuillent bien continuer la réflexion sur les réacteurs du futur.
En attendant que les experts poursuivent leurs réflexions et leurs travaux, la grande majorité des déchets n'est pas valorisée et reste stockée en surface. Rappelons la période radioactive de quelques isotopes :
| isotope | période | |
|---|---|---|
| iode | 131I | 8,0207 jours |
| césium | 134Cs | 2,0648 ans |
| krypton | 85Kr | 10,76 ans |
| tritium | 3H | 12,32 ans |
| strontium | 90Sr | 28,78 ans |
| césium | 137Cs | 30,15 ans |
| carbone | 14C | 5 730 ans |
| plutonium | 239Pu | 24 110 ans |
| iode | 129I | 15,7 millions d'années |
| plutonium | 244Pu | 80,8 millions d'années |
| uranium | 235U | 703,8 millions d'années |
| uranium | 238U | 4,4688 milliards d'années |
| thorium | 232Th | 14,05 milliards d'années |
Seamless Wikipedia browsing. On steroids.
Every time you click a link to Wikipedia, Wiktionary or Wikiquote in your browser's search results, it will show the modern Wikiwand interface.
Wikiwand extension is a five stars, simple, with minimum permission required to keep your browsing private, safe and transparent.
