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N°24
LE RETRAITEMENT
3. impact sur les personnels travaillant dans les usines de retraitement
 
     Plus que dans toute autre installation nucléaire, les travailleurs des usines de retraitement sont soumis à des doses d'irradiation en fonctionnement normal. En fonctionnement anormal, lors d'incidents nécessitant des interventions rapprochées, ces doses peuvent devenir importantes; se produisent également des accidents de contamination interne, par inhalation (voir l'incident récent survenu à l'atelier pilote At1 de La Hague où trois personnes ont été contaminées par des aérosols contenant du plutonium). 
     La dose intégrée reçue par l'ensemble des travailleurs dépend d'une manière assez complexe: 
     1. du tonnage et de son taux de combustion,
     2. des modes opératoires (opérations effectuées à distance ou au contact), 
     3. de l'état général de l'usine, de son vieillissement, des divers incidents, etc. 
     Il faut de plus tenir compte de l'embauche de travailleurs temporaires (pour des opérations de décontamination notamment), qui peuvent recevoir leur dose maximum puis être retirés du circuit. Souvent, les statistiques donnent la dose moyenne qui peut être le reflet soit d'une répartition de la dose totale sur un plus grand nombre de personnels, certains n'étant nullement exposés aux rayonnements (par exemple les personnels administratifs), soit de l'état «moyen» des installations. Il faut donc être prudent dans l'interprétation et ce qu'il faudrait considérer c'est la courbe de répartition des valeurs de dose parmi les agents (on a ces renseignements pour West-Valley). En France, les doses maximum admissibles (DMA) sont régies par le décret de mars 67, basé sur la recommandation de 1962 de la ClPR (voir réf 12). 
     On constate les tendances suivantes:
     a) usines militaires (Hanford par exemple): ~100-200 MWj/t; les doses restent très faibles. Cependant, des études récentes portant sur la population d'Hanford indique une corrélation augmentation du risque de cancer-faible dose. 
     b) cas de West-Valley: dégradation due à l'accroissement de la contamination, à une diminution du nombre d'agents, à un nombre croissant de personnes ayant reçu des doses situées dans la tranche maximum des 12 rems/an (0 en 1968, 1% en 1970, 14% en 197I), enfin à une augmentation globale de la dose intégrée. 
     c) cas de La Hague: augmentation continue de la dose, bien que celle-ci reste en moyenne en dessous de ce qu'on observe dans les autres usines. Mais il s'agit ici de périodes où l'on a retraité du combustible UNGG peu irradié. Les prévisions pessimistes de la CFDT au cas où on retraiterait 400 puis 800 t/an oxyde nous paraissent justifiées en regard de l'expérience de la NFS. 
     d) cas de Mol: bien qu'usine pilote pour le combustible oxyde, la dose moyenne reste élevée. 
     e) cas de Karlsruhe: c'est une usine pilote, et c'est le seul cas où l'on constate une amélioration au cours du temps, obtenue en partie par l'embauche de personnel en 1973/1974. 		suite:
     Nous donnons ci-dessous et page 11 les diverses données en notre possession. 
     On a souvent recours au concept de la dose collective délivrée pour une certaine quantité d'électricité produite[22]. Dans le cas du retraitement, nous avons déduit les chiffres suivants (en ce qui concerne les 3 premières usines):
     - La Hague (métal): 0,7 h.rem/MW(e) x an entre 1969 et 1975
     - Karlsruhe (oxyde): 1,6 h.rem/MW(e) x an entre 1971 et 1976
     - West Valley (oxyde et métal): 3,4 h. rem/MW(e) x an entre 1965 et 1971
     - Windscaie-I8 (oxyde et métal): 1,2 h. rem/MW(e) x an entre 1971 et 1975 et 1,6 h.rem/MW(e) x an en 1972
     - Eurochemic (oxyde): 0,65 h.rem/ MW(e) x an en 1971 et 1972. 
     Après la réalité constatée, voici des prévisions qui avaient été faites:
     - projet de Barnwell-l (tableau 1): 0,008 h.rem/MW(e) x an
     - estimation pour le futur de la NRC23: 0,025 h.rem/MW(e) x an
     - projet Thorpe (tableau 1): 0,022 h. rem/MW( e) x an
     - projet de Gorleben (tableau 1): pas de prévision
     - projet de La Hague UP3: pas d'information.
     Pour gagner un facteur de l'ordre de 100 dans la dose totale délivrée et compenser ainsi l'accroissement spectaculaire en tonnage et en taux de combustion pour les années à venir, on doit probablement compter sur des améliorations considérables et en technologie et en mode opératoire. Ces améliorations sont loin d'être évidentes (voir ci-dessus). En fait, un examen détaillé du projet de Barnwell a montré que les progrès prévus par rapport à West Valley ne conduiront pas à une réduction de la dose collective dans un rapport 400. 
     Les choses se compliqueront davantage si la récente recommandation numéro 26 de la CIPR (janvier 1977) était adoptée dans la législation en vigueur dans les divers pays projetant la construction de grosses unités. Dans le texte de la CIPR, il est recommandé pour le risque individuel une limite de 5 rem/an pour un travailleur de l'industrie nucléaire, et pour le risque statistique une limite de 0,5 rem/ an (dose moyenne sur un groupe important de travailleurs); il s'agit ici de l'évolution de la probabilité d'induction de cancer par irradiation sur le corps entier.
22. On exprime généralement cette énergie en mégawatt(électrique).an: MW(e).an. 
23. NRC: Nudear Regulatory Commission aux Etats- Unis. 
p.10
LA HAGUE
Année
tonnage
(métal)
taux moyen de combustion
(MWj/t)
dose moyenne
(rem)
dose totale
(h.rem)
1968
150
?
0,130
  
1969
160
1.000
?
220
1970
245
1.100
?
270
1971
125
2.300
0,260
330
1972
250
2.150
0,330
320
1973
215
2.400
0;438
510
1974
635
2.350
0,445
540
1975
445
3.050
0,495
720
1976 (a)
234 + 14,4 (b)
? + 15.800 (b)
0,464
690
1977
351 + 41,8 (b)
? + 28.000 (b)
0,380
673
a) à partir du 16 septembre 1976 jusqu'à la fin de l'année, l'usine de La Hague était en grève.
b) ces chiffres (tonnage et taux moyen de combustion) se réfèrent aux deux campagnes 1976 et 1977-78 de retraitement à partir de HAO d'un total de 56,2 tonnes de combustibles oxydes.
MOL
Année
tonnage retraité (a)
type
dose moyenne -10
(rem)
1972
 75
oxyde + métal
 1,86
1973
 75
 "
 1,65
1974
 75
 "
 1,45
1975
 opérations
 
 0,96
1976
 de
 
 0,82
1977
 décontamination
 
 0,96
a) estimé à partir du tonnage total retraité à Mol (tableau 2)
WINDSCALE
Année
tonnage
retraité-22
type et taux moyen de combustion
dose moyenne
(rem)
dose totale
(h.rem)
1970-71
1.177
120t d'oxyde 
?
 ?
1971-72
1.086 
 (<1973),
1,20
 ?
1972-73
765
le reste
1,27
 3.379
1973-74
730
étant
1,25
 3.255
1974-75
1.121
MAGNOX
1,23
 3.486
1975-76
589
~3.500
1,19
 4.028
1976-77
956
(MWj/t)
1,11
 4.912
KARLSRUHE
Année
tonnage
taux de combustion
(MWj/t)
dose moyenne
(agent)
dose moyenne
(extérieurs)
dose totale
h.rem)
1971
3,1
12.000
0,927
1,047
100
1972
4,5
16.800
1,183
0,923
275
1973
17,1
5.400
1,120
0,660
288
1974
14,5
15.500
0,626
0,771
208
1975
11,0
24.500
0,487
0,479
163
1976
11,0
19.000
0,305
0,224
102
1977
4,7
30.000
0,421
0,417
140
WEST VALLEY
Année
tonnage
(oxyde + métal)
taux de combustion moyen
(MWj/t)
dose moyenne
(agent)
dose moyenne
(extérieurs)
dose totale
(h.rem)
1966
145
3?400
/
/
/
1967
103
1.400
/
/
/
1968
137
2.800
2,74
/
851
1969
106
9.700
/
/
<2.552 (a)
1970
37
11.200
6,74
0,92
1.531
1971
67
11.800
7,24
1,21
2.366
a) limite supérieure déduite d'une dose totale de 7.300 h.rems (réf. 1) entre 1969 et 1975 (fin des opérations en 1972)
Répartition de la dose totale reçue à West-Valley au cours de diverses années
dose comprise entre
% agents
(1968)
% agents
(1970)
dose comprise entre
% agents
(1971)
  
0 - 1 rem
26
5
0 - 25 rem
6
  
1 - 3 rem
24
9
2,5 - 6 rem
20
  
3 - 5 rem
25
15
6 - 7,5 rem
21
  
5 - 7 rem
23
20
7,5 - 10 rem
38
  
7 - 9 rem
2
31
10 - 12 rem
14
  
9 - 11 rem
0
20
/
/
  
11 - 12 rem
0
1
/
/
  
     On va donc probablement assister dans ces futures usines à une contradiction entre l'augmentation des rayonnements et l'existence de normes de sécurité plus strictes, dont la dernière recommandation numéro 26 de la CIPR se fait en partie l'écho. 
     Avec les mines d'uranium, les usines de retraitement sont certainement parmi les plus polluantes des activités nucléaires de type industriel. Si l'on écarte ici les problèmes posés par les déchets de haute activité et évoqués au chapitre II, cette pollution est due à des rejets d'effluents liquides et gazeux contenant des produits radioactifs dont notamment du plutonium. Du fait de la période de certains radioéléments (I-129, C-14 par exemple), il faut considérer des effets de long terme (tableau 3). Il faut tout de suite mentionner ici que la plupart des projets futurs se présentent comme des usines à rejet quasi-nul (ex. Gorleben, Tokai Mura). C'est probablement dans le domaine des rejets, qui a un impact politique évident que des efforts seront consentis, encore que la faisabilité de certaines rétentions (tritium par exemple) soit loin d'être démontrée. De plus une usine située à l'intérieur des terres, contrairement à Windscale ou La Hague placées en bord de mer, se voit imposer de grosses contraintes quant aux rejets d'effluents liquides.

Les rejets gazeux 
     Les rejets gazeux sont constitués de produits de fission volatils ainsi que d'aérosols contenant des émetteurs alpha (transuraniens) libérés essentiellement lors des opérations de cisaillage et de dissolution. Une certaine partie du tritium est également rejetée sous forme gazeuse, la plus grande partie restant en phase aqueuse (eau tritiée) ou piégée dans les déchets de gaines. Le tableau 3 donne la liste des principaux rejets, leurs quantités et leur contribution à la dose (voir p. 12).

      Jusqu'à maintenant le tritium, le C-14, le Kr-85 sont entièrement rejetés dans l'environnement; seul les divers isotopes de l'Iode qui a un facteur de concentration très important au niveau de la thyroïde sont retenus par des filtres. La contribution à la dose moyenne en fonction du temps d'opération figure au tableau 3. On voit qu'après 10 ans de fonctionnement, le C-14 a un effet plus important que les autres radioéléments. En ce qui concerne les effets au voisinage immédiat de l'usine, des analyses plus fines sont faites qui prennent en compte les effets de dispersion par les vents, de la hauteur des cheminées de rejet, etc. On aboutit ainsi dans ce modèle théorique à une estimation du débit de dose dû à tel ou tel radioélément au point le plus défavorable. De ce point de vue, avec le facteur de rétention de 90 (voir tableau 3) prévu pour la future usine de Gorbelen (1.400 t/an), on atteindrait avec l'I-129 un débit de dose à la thyroïde de 34 mrem par an alors que la limite autorisée (en RFA) est de 90 mrem par an. Un facteur trois de sécurité paraît insuffisant dans la mesure où l'on utilise un modèle théorique toujours sujet à caution; de plus dans la pratique, il est difficile de réguler les rejets d'I-129 (ceux-ci ne sont pas régulés à La Hague) et les filtres peuvent avoir un fonctionnement défectueux (rejet accidentel de 7 Ci d'I-131 à La Hague en octobre 1968). Dans les futures usines, on propose de retenir la plus grande partie du tritium et la totalité du Kr-85. Les techniques associées à ces rétentions n'ont pas encore fonctionné sur le plan industriel.

Rejets liquides 
     Ces rejets liquides, lorsqu'ils sont effectués (usines en bord de mer surtout), contiennent généralement la plus grande partie du tritium, des émetteurs alpha (dont le Pu), des produits de fission (Cs-I37), Ru-106[24], Sr-90 notamment). 
     Les rejets liquides des usines pilotes tels que Mol, Karlsruhe sont pratiquement nuls. A l'autre extrême, il y a le cas de West-Valley pour lesquels d'importants rejets eurent lieu dans la rivière traversant l'usine.

24. Ruthénium. 
p.11
     Ces rejets conduisirent à des concentrations de Sr-90 trois fois supérieurs à la C.M.A.[25] américaine. Ce qu'il faut aussi noter, c'est que pendant les années de fonctionnement de cette usine, les rejets dépassèrent d'un facteur 100 à 1.000 selon les radioéléments, ce qui avait été annoncé au départ par la NSF dans son rapport de sûreté. Cet exemple justifie pleinement, si besoin était, que l'on ne peut se contenter des performances annoncées, mais qu'il faut exiger du constructeur de préciser comment celles-ci seront atteintes, comment elles se comparent aux expériences passées relatives à la même chose. 
     Pour les usines de bord de mer, les rejets liquides sont généralement très importants. On admet couramment que les radioéléments rejetés en mer se diluent parfaitement et ne contribuent donc pas à la radioactivité de l'eau de mer. En fait, on a constaté, après un certain nombre d'années, des phénomènes de reconcentration (dans les vases, les algues, des crustacés, etc.) de certains radioéléments comme Ru-106 et le plutonium. Ainsi, a-t-on noté une augmentation spectaculaire de l'activité spécifique dans les sédiments du Nord-Cotentin pour le Ce-144 et le Ru-106, par rapport aux côtes bretonnes. Même augmentation en ce qui concerne la reconcentration d'activité dans les algues et crustacés. On rétorque à cela que la concentration d'activité reste malgré tout très en dessous des normes. Mais ceci montre au moins que le Raz Blanchard, au large de La Hague, n'a pas les propriétés dispersantes attendues. On se souvient aussi au Pays de Galles des reconcentrations de Ru-106 provenant de Windscale dans des algues servant à faire le pain d'algue. Le cas de Windscale est certainement le plus scandaleux du point de vue des rejets en mer. Nous reproduisons diverses données relatives aux usines de La Hague et de Windscale aux tableaux 4 et 5 (voir page 13). 
     On constate comment les autorisations de rejets liquides sont fondées «scientifiquement» (90 Ci en France, 6.000 Ci en Grande-Bretagne pour les émetteurs alpha)! A ce point, il faut donner quelques informations concernant les aspects juridiques des rejets en France et à l'étranger.

Aspects juridiques
     Il existe en France deux décrets (n°74-945 et 74-1181 de 1974) relatifs aux rejets d'effluents radioactifs gazeux et liquides, ainsi que plusieurs arrêtés d'application. Selon ces textes, l'exploitant dépose auprès du ministre de l'industrie une demande d'autorisation de rejets, à laquelle est joint l'avis du SCPRI.
     Après consultation des divers ministères intéressés, l'autorisation est accordée (quantités, modalités d'exécution et de contrôle).

suite:
     Il est spécifié que les rejets ainsi autorisés ne devront pas conduire à violer le décret 66-450 relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants (fixation entre autres des D.M.A.). Cette procédure, qui s'applique à toute installation nucléaire, est remarquable par son aspect flou et non contraignant.
     - flou parce qu'à la suite de la demande d'autorisation de rejets, il n'est jamais clairement explicité comment on calculera les effets à court et moyen terme sur la population dus à ces rejets. De fait, une fois qu'une usine de retraitement est construite, on a a priori les éléments pour calculer ces effets, c'est-à-dire la relation dose/rejets au point dit le plus défavorable situé autour du site. Ces éléments sont entre autres: les données du rapport de sûreté de l'usine (notamment le nombre et les hauteurs des cheminées de rejets gazeux), le régime des vents, la morphologie du terrain. Il est clair que l'on doit être prudent dans l'établissement de cette relation, puisque tous les paramètres ne sont pas connus, ou constants et que l'on fait souvent appel à des modèles théoriques. Néanmoins, il serait souhaitable que transparaisse pour l'usine de La Hague ce type d'information qui devrait conduire à fixer des normes de rejets. Rappelons pour mémoire que ceci est le cas pour les réacteurs PWR de 3.000 MW(th) à propos desquels deux arrêtés d'août 1976 fixent les limites de rejets liquides et gazeux[26]. 
     - non contraignant, parce que l'exploitant sera toujours amené, pour se prémunir contre toute éventualité, à déposer une demande de rejets maxima correspondant au tonnage prévu, et ceci compte tenu de l'état de l'usine. C'est une procédure qui facilite certes une exploitation commercialement rentable mais qui va à l'encontre d'une exigence qui se fait maintenant jour: maintenir les rejets le plus bas possible et tendre vers les rejets nuls.
     Il est remarquable qu'en France, la procédure de rejets soit finalement plus souple pour une usine dont on prévoit d'importants rejets que pour un réacteur dont les rejets sont plus limités et mieux connus. En Allemagne de l'Ouest et aux    Etats-Unis, les autorisations de rejets sont définies au niveau du rapport de sûreté.
25. C.M.A.: Concentration Maximale Admissible.
26. Pour un réacteur de 3.000  MW(th), les normes fixées sont: 
     - rejets liquides/an: 2.000 Ci de tritium; 40 Ci pour les autres radioéléments à l'exclusion du K-40 (potassium) et du radium. 
     - rejets gazeux/an: 5 CI d'halogènes (Isotopes de l'Iode) et les aérosols, 80.000 Ci de gaz rares: xenon (Xe). krypton (Kr)...
 p.12
Tableau 4
Rejets d'effluents liquides (exprimés en Curies) effectués à La Hague
Année
tonnage retraité
(graphite-gaz)
émetteurs alpha (a)
(Pu + U)
tritium (a)
émetteurs alpha (a)
tritium inclu
Ru-106
1968
150
1,1
/
3.337
1.628
1969
160
0,5
/
2.208
1.434
1970
245
0,8
1.656
10.610
5.409
1971
125
4,1
2.113
20.036
7.712
1972
250
3,3
2.280
13.867
7.570
1973
215
3,6
2.367
16.669
7.103
1974
635
27,0
7.598
32.861
14.618
1975
445
13,3
1.121
43.051
22.426

Tableau 5
Rejets d'effluents liquides (exprimés en Curies) effectués à Windscale

Année
tonnage moyen retraité
(a)
émetteurs alpha
(sur toute l'année)
émetteurs alpha
(pendant 1/4 an)
Cs-137
(sur toute l'année)
1969
~1.400
/
/
12.000
1970
"
/
/
31.200
1971
"
2.700
40.500
36.000
1972
"
3.840
35.250
34.000
1973
"
4.920
32.250
20.400
1974
"
4.560
48.750
109.200
1975
"
3.480
62.250
141.600
1976
"
1.620
45.750
116.400
a) basé sur une production de 18.000 t/13 ans de combustibles Magnox et jusqu'en 1973 de 120 t/4 ans d'AGR
4. Aspects industriels
 
     Jusque vers 1969-1970, date à laquelle la France a renoncé à l'utilisation industrielle de la filière graphite-gaz, le retraitement des combustibles irradiés était pratiqué pour la production de plutonium à usage militaire, et pour la construction de stock de ce métal (mais moins riche en Pu-239), en vue d'un développement de la filière à neutrons rapides. Cette activité était alors entièrement sous contrôle de l'état par l'intermédiaire du C.E.A.
     A partir de 1971, certains pays de l'Europe de l'Ouest s'engagent dans la
voie de l'industrialisation de la filière à neutrons rapides et, par voie de conséquence dans celle du retraitement à grande échelle... Celui-ci concernera les combustibles oxydes, puisque le développement de l'électro-nucléaire sera la filière à eau légère (recommandations de la Comrnission P.E.O.N. en 1969)[27]. Cette stratégie industrielle est concrétisée par la signature de certains accords de coopération au niveau ouest-européen.		      Le 10.5.71, EDFet RWE (RheinischeWestfaliche Elektrizitätwerk, principal financier de KEWA), signent un accord pour réaliser des surrégénérateurs «suffisamment grands», avec une ouverture pour une éventuelle participation de
l'E.N.E.L.[28].
     Il est, en particulier, prévu que la construction du premier réacteur aura lieu en France et débutera un an après la mise en service de Phénix. L'équivalent allemand est programmé de façon analogue un an après le démarrage du SNR 300 à Kalkar et la répartition des participations'est inversée. Le programme de Superphénix est lancé.
27. "Production d'Electricité d'Origine Nucléaire". Une exception, la Grande Bretagne qui adopte la filière A.G.R. qui utilise de l'uranium légèrement enrichi en uranium 235.
28. ENEL: Electricité Italienne, équivdant à EDF..
p.13
     Le 7.8.71, KWU, BNPG, Belgo-Nucléaire et BNFL signent un accord industriel. Ses termes portent sur un échange de technologie: la technique eau légère allemande contre la technique rapide britannique. L'accord intéresse aussi la fabrication des combustibles. 
     Il est clair que les Allemands ne tiennent pas à demeurer à la traîne des Français dans le domaine des surgénérateurs. 
     Le 12.10.71, créations d'UNIREP, United Reprocessor GmBH, dont le siège se trouve à Frankfurt/Mainz. Son premier PDG est André Giraud. UNIREP résulte d'un accord tripartite entre CEA, BNFL et KEWA «en vue d'établir une politique d'investissements concertés dans le domaine du retraitement ainsi qu'une politique commerciale (du plutonium) unifiée». 
     Étant donné les promesses de Windscale et La Hague, les partenaires commencent par décider de différer la construction de l'usine KEWA (1.500 t/ an) «jusqu'à ce que le besoin s'en fasse sentir». 
     L'Allemagne a besoin de cet accord, en particulier parce que la loi atomique fédérale n'autorise le démarrage des centrales que si le retraitement et le stockage des déchets sont assurés. 
     Dès 1973, la seule unité importante d'UNIREP, celle de Windscale, est arrêtée sine die, à la suite d'un grave accident. En 1974, l'usine de Mol s'arrête également pour des raisons, semble-t-il, politiques. Seule l'usine pilote de Karlsruhe est en fonctionnement. C'est dans ce contexte de pannes et d'arrêts au niveau européen et même mondial, puisque l'usine de West-Valley aux États-Unis doit s'arrêter complètement en 1973, que le C.E.A. annonce un tableau de marche prévisionnel très optimiste pour l'unité HAO - UP2 de La Hague: 
     - 1975: 100 tonnes 
     - 1976: 200 tonnes 
     - 1977: 300 tonnes 
     - 1978: 350 tonnes 
     - 1979: 600 tonnes 
     - 1980: 800 tonnes 
     soit un total de 2.350 tonnes sur six ans. 
     Se basant sur ces prévisions, le C.E.A. négocie alors via UNIREP le retraitement de 1.837 tonnes de combustibles étrangers pour la période de 1975-1980 et de 192 tonnes de combustibles EDF. Parallèlement, il met en place la COGEMA, filiale de droit privé chargé du secteur production du cycle nucléaire et notamment de la commercialisation du retraitement. 
     Malgré les difficultés que rencontre La Hague avec le démarrage de HAO et la privatisation de ce secteur, qui aboutissent à la grève de ce centre et de celui de Marcoule en 1976, malgré le retard important (HAO ne retraitera jusqu'à ce jour que 65 tonnes), la COGEMA continue de négocier de nouveaux contrats pour la période 1979-1985:
     avec la R.F.A.: 1.705 tonnes 
     avec l'Autriche: 222 tonnes (récemment annulé) 
     avec la Belgique: 324 tonnes 
     avec la Hollande: 120 tonnes 
     avec la Suède: 620 tonnes
     avec la Suisse: 469 tonnes 
     avec le Japon: 1.600 tonnes 
     soit un total d'environ 5.000 tonnes auquel il faut adjoindre, d'ici 1983, 1.590 t de combustibles EDF. 
     Bien que HAO + UP n'ait pas fait la démonstration de sa capacité nominale de retraitement, la COGEMA prévoit déjà une extension de La Hague avec UP3A et UP3B (800 tonnes chacune). 		suite:
     Celle-ci sera d'ailleurs financée par tous ces contrats qui prévoient par ailleurs une clause de non-retraitement[29]. En effet, au vu des difficultés évoquées plus haut, l'exécution de ces contrats est loin d'être acquise.
     De son côté, BNFL en Grande-Bretagne a reçu le feu vert pour une extension de Windscale (projet Thorpe). Cette société a récemment signé (mai 1978) un important contrat avec le Japon, portant sur 1.600 tonnes. 
     La position de l'Allemagne est assez différente de celle de ses deux partenaires dans UNlREP. Elle entend développer actuellement son propre projet à Gorleben, d'une usine de 1.500 t/an destinée essentiellement au retraitement de ses propres combustibles. En attendant, elle semble compter sur les capacités de la COGEMA.
     L'existence de ces divers contrats pour La Hague, pour Windscale, facilite la tâche des divers gouvernements dans leur tentative d'imposer d'importants programmes électronucléaires à leur opinion publique. En effet, un des arguments majeurs contre l'utilisation du nucléaire pour faire l'électricité est le problème posé par les déchets. Faire état de ces contrats, c'est laisser entendre que les déchets iront à l'étranger et que le problème doit être résolu puisqu'on peut retraiter! De fait, on sait de plus en plus, en Allemagne de l'Ouest ou en Suède, que le retraitement n'est pas opérationnel à La Hague, à telle enseigne que récemment la COGEMA a cru devoir opposer un démenti à une campagne de presse allemande sur l'impossibilité technique de retraiter, dans laquelle se trouvait La Hague. 
     Du côté français, on pense qu'en plus de leur aspect commercial, ces contrats favoriseront indirectement une percée de surgénérateur. On assiste ici à une tentative, basée, il faut le dire, sur un mythe, de créer ainsi un marché potentiel et un consensus au niveau européen, en faveur de cette filière. 
     Nous terminerons en rappelant que le prix du retraitement a décuplé en 4 ans: 290 F/kg en 1973, 450 F/kg en 1974, 1.000 F/kg en 1975, 1.500 F/kg en 1976 et 3.000 F/kg en 1977 (source EDF). Cependant, sa contribution au prix du KWh(e) reste, en 1977, modeste et inférieure au centime étant entendu que le coût de gestion des déchets n'est pas connu... et pour cause.
29. Les clauses de contrats sont secrètes. Cependant, une lettre du 23 juin 78, adressée par la COGEMA à la compagnie allemande KKU, gérant le réacteur UNTERAWESER et avec laquelle un contrat portant sur le retraitement en France de 150 tonnes de combustibles irradiés entre 1981 et 1985 avait été signé, stipule les clauses suivantes (parmi d'autres):
     a) livraison à La Hague de ces combustibles entre 1980-1984 pour refroidissement pendant 1 an. 
     b) retour en Allemagne du Pu sous fonne PuO2. 
     c) les déchets resultant de ce retraitement seront gardés en France dans un sile désigne par la Compagnie Allemande KKU, avec un préavis de 5 ans. Cette option dure pendant 25 ans à partir du moment où l'on a effectué le retraitement, 
     d) les déchets peuvent être récupéres à la demande de KKU (sous réserve d'aecord des autorités nationales compétentes), 
     e) si le traitement ou le transport des résidus radioactifs n'est pas possible, la COGEMA accepte de recevoir jusqu'au 31.12.1990. des combustibles irradiés et de les stocker jusqu'au 31.12.1995. A partir de cette date, c'est la société KKU qui a la responsabilité du stockage. Le paragraphe e) constitue la clause de non-retraitement. avec retour des combustibles à l'expéditeur après 1995!
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REFERENCES
1. Report to the American Physical Society (A.P.S.) by the Study Group on Nuclear Fuel Cycles and Waste Management, Review of Modern Physics 50,35 (1978).
2. J.M. CLEVELAND, The Chemistry of Plutonium, Gordon and Breach, NewYork (1970).
3. P. MIQUEL, Bull. d'Inf. Sc. et Techn. 184, 57 (1973).
4. G. SELVADURAY et al., Nuclear Engineering International, Aug. 1978,35.
5. Secretary of State for the Environment, 22.7.77, Londres (G.B.).
6. L'Usine de La Hague, SNPEA-CFDT, Juillet 1976.
7. Impact Ecologique de l'Usine de Retraitement, CCPAH, Janvier 1978, et réf. incluses.
8. Sierra Club Testimony related to Section IV E Reprocessing Final GESMO l, M - RESINIKOFF témoin (1975).
9. MANCUSO T.F. et al., Health Physics 33,369 (1977).
10. E. DETILLEUX, Review Gen. Nucl. 3, 177 (1978).
11. Publicité de W.A.K. (Karlsruhe) RFA.
12. L'Électronucléaire en France, Syndicat CFDT de l'Énergie Atomique, Édition du Seuil (1975).
13. J. COUTURE, Rev. Gen. Nucl. l, 52(1976).
14. BARON et al., Rev. Gen. Nucl. 1, 52 (1976).
15. Le retraitement des Combustibles Irradiés, Gazette Nucléaire N°4, 3 (1976).
16. T.H. PIGFORD, Ann. Rev. of Nucl. Science 24, 515 (1974).
17. Rapport Préliminaire de Sûreté de l'Usine de Retraitement de Gorleben (R.F.A.), publié par D.W.K.
18. D. BENINSON, Nuclear Power and its Fuel Cycle, Conférence Internationale de Salsbourg, (Mai 1977), A.LE.A.
19. Communication privée; contrairement à l'Allemagne de l'Ouest, à la G.B. et aux U.S.A., ce type d'information n'est pas, en France, officiellement accessible au public.
20. National Radiological  Protection Board, Rapport 1978 (G.B.).
21. Rapport sur l'état de l'atome des Amis de la Terre (1978), page 33 et références incluses.
22. G.A.M.-Webb, Communication privée (G.B.).
23. O. LINDSTROM, Communication privée.
ANNEXE
Le Comité Economique et Social Européen et les déchets radioactifs
 
     Le Journal Officiel des Communautés européennes du 13 novembre 1978 a publié l'avis suivant du Comité Economique et Social (adopté par 74 voix pour, 7 voix contre et 2 abstentions).
     Nous passerons d'abord sur l'ensemble des "considérant" pour aborder les observations générales: 

1. Observations générales 
1.1. Le Comité se déclare d'accord avec la Commission pour estimer que la solution satisfaisante du problème des déchets radioactifs est devenue une question décisive pour le développement ultérieur de l'énergie nucléaire dans la plupart des Etats membres. Dans certains Etats membres, l'autorisation de construire de nouvelles centrales nucléaires est même subordonnée actuellement à la condition que l'on trouve une solution convaincante pour l'élimination sûre des déchets de haute activité. La Commission considère, à juste titre, le traitement et le stockage définitif des déchets radioactifs comme un problème qui n'est pas propre aux différents Etats membres, mais à la Communauté, et c'est à ce niveau qu'il peut, selon le Comité, être résolu au mieux dans les meilleurs délais. 
     L'enjeu est ainsi clairement affiché: il est fondamental et doit être résolu.
     Poursuivons notre lecture: 
1.2. Les institutions communautaires, et notamment le Comité économique et social, ont souvent attiré l'attention, dans le passé, sur les problèmes de l'élimination des déchets radioactifs et sur la nécessité de prendre des initiatives communautaires renforcées en ce domaine. Le plan d'action proposé apparaît, dès lors, au Comité comme un ensemble de nouvelles mesures plus complètes en vue de déterminer et d'expérimenter des procédés optimaux pour l'élimination des déchets radioactifs. 
1.3. Le Comité estime qu'il est important d'attirer aussi l'attention sur le fait que le problème des déchets radioactifs doit être résolu sans tenir compte de l'utilisation ultérieure de l'énergie nucléaire. En effet, les programmes nucléaires réalisés à ce jour, y compris les procédés et les programmes militaires, ont déjà produit des déchets radioactifs qui requièrent une élimination sûre et sans risques, au même titre que tous les déchets qui seraient produits à l'avenir.
     Donc, d'une manière ou d'une autre, le problème est là!
1.4. Le Comité se félicite, en outre, de ce que la Commission traite aussi pour la première fois le problème des déchets radioactifs dans le contexte élargi où sont évoqués aussi bien les questions techniques que les problèmes administratifs, financiers et politiques, et de ce qu'elle se propose d'indiquer, en l'occurrence, des solutions appropriées. 

suite:
1.5. Le Comité approuve pleinement l'accent mis sur le traitement des déchets de haute activité. Dans le même temps, c'est avec satisfaction qu'il prend aussi acte que les programmes communautaires de recherche et de développement dans ce domaine concernent non seulement les déchets de haute radioactivité, mais aussi les déchets de faible et de moyenne activités, ce dont il faudra tenir compte lors de l'octroi des crédits budgétaires qui devront être affectés pour deux tiers aux déchets de haute activité et pour un tiers aux déchets de faible et de moyenne activités. 
     D'accord pour débloquer des crédits de recherche mais, est-il aussi évident qu'il suffise de chercher pour trouver? En attendant, les programmes de construction de centrales se développent et accumulent les déchets. Ne vaudrait-il pas mieux faire l'inverse: résoudre d'abord le problème des déchets avant de poursuivre les constructions de centrales? 
1.6. Toutefois, le Comité aurait apprécié que la Commission donnât également, dès à présent, dans son document, un aperçu de l'état d'avancement et des perspectives des travaux visant à résoudre le problème des déchets. 
1.7. Par ailleurs, le Comité peut aussi concevoir que la Commission ne souhaite se prononcer concrètement sur le problème des déchets et sur ses chances de solution que lorsqu'elle aura un aperçu suffisant des travaux de développement nationaux et qu'elle aura accès à de plus amples informations par l'intermédiaire du comité d'experts qui est prévu. Le Comité estime que ce n'est qu'en recevant des Etats membres des informations plus étendues et en les complétant par ses propres travaux de recherche que la Commission sera à même de prendre position en connaissance de cause sur la question de l'élimination des déchets et de proposer des mesures appropriées en vue de la solution à plus long terme de ce problème. Pour atteindre cet objectif, toutefois, le Comité estime essentiel que les Etats membres s'engagent, dans le cadre du comité prévu, à communiquer à la Commission, à sa demande, toutes les informations spécifiques disponibles afin qu'elle puisse se faire sa propre opinion sur l'ensemble du problème des déchets radioactifs dans la Communauté. 
1.8. Le Comité estime, en outre, que la Commission devrait aussi être informée de tous les projets et travaux des Etats membres, ne serait-ce que pour pouvoir, dans le cadre de la discussion publique à laquelle elle a d'ailleurs l'intention de participer, se prononcer clairement sur toutes les questions concernant l'élimination sûre et sans risques des déchets radioactifs. Une telle participation à la discussion publique, notamment dans le domaine des déchets radioactifs, apparaît, aux yeux du Comité, vivement souhaitable, d'autant plus que des déclarations de la Commission se fondant sur les connaissances et l'expérience de neuf Ëtats membres peuvent avoir un grand impact sur l'opinion publique.
p.15
Le Comité considère que les auditions organisées récemment par la Commission sur l'énergie nucléaire constituent une initiative importante dans ce sens. 
1.9. Le Comité approuve également la proposition de la Commission d'étaler le plan d'action sur une période plus longue, allant de 1978 à 1990. Les problèmes organisationnels, techniques et politiques ne peuvent, de l'avis du Comité, être résolus que dans le cadre d'un programme à long terme, l'échéance de 1990 apparaissant judicieusement choisie dans la perspective actuelle. 
1.10. Le Comité suppose que des propositions détaillées pour le plan d'action devront encore être soumises au Conseil en temps utile avant la fin de cette période. A ce sujet, le Comité estime qu'il serait utile que, dès à présent et pas uniquement pendant la durée du plan d'action, la Commission dresse une liste générale des techniques susceptibles d'être développées, notamment pour le traitement et le conditionnement des déchets radioactifs, ainsi que des procédés de traitement pour les différentes catégories de déchets radioactifs et qu'elle fasse un inventaire des solutions qui ont déjà été prises en considération pour le stockage final. 
     Il est intéressant de constater ensuite que le paragraphe 1.11.. originel: 
Sur la base des différents procédés en développement ou à l'essai ainsi que des informations communiquées par les experts, le Comité estime que, au moins d'ici à 1990, des procédés fiables seront susceptibles d'ètre mis en œuvre pour la solidification des déchets de haute activité, même à l'échelle industrielle. Le Comité a l'impression que, en précisant et en intensifiant les travaux, les objectifs précités pourront même être atteints auparavant. 
     a été renforcé par l'amendement suivant (adopté par 34 voix pour, 14 contre et 22 abstentions!:
1.11. Le Comité considère, à partir des informations communiquées par les experts, que le degré de sécurité d'ores et déjà atteint dans les techniques de neutralisation des déchets est égal, sinon supérieur, aux normes courantes de la vie industrielle, mais que les dangers particuliers inhérents à la radioactivité imposent de poursuivre les efforts en vue de renforcer encore, d'ici 1990 et même avant, la sécurité des procédés mis en œuvre pour la solidification des déchets de haute activité, même à l'échelle industrielle. Un raccourcissement des délais serait peut-être possible, surtout si la Commission parvenait à coordonner les divers travaux de développement dans les différents États membres, du moins dans certains secteurs. Indépendamment d'une coopération souhaitable et de la nécessité d'une action concertée de la Commission, les efforts parallèles déployés par les Etats membres concernant le développement et la mise à l'épreuve de procédés de solidification appropriés sont opportuns et justifiés, compte tenu de la nécessité de plus en plus pressante de démontrer que l'on dispose de procédés éprouvés et utilisables. Tous les travaux de recherche et de développement devraient, par conséquent, être orientés en priorité vers l'objectif de la disponibilité de procédés de solidification optimaux et éprouvés. Le Comité reconnaît bien entendu, que les travaux concernant la détermination et la mise à disposition de sites appropriés de stockage définitif doivent être poussés, eux aussi, avec vigueur. Toutefois, dans l'ordre de succession des différentes mesures visant à l'élimination des déchets radioactifs, la solidification des déchets de haute activité paraît être prioritaire. 		suite:
     Après le coup de clairon initial, ce texte est beaucoup moins triomphaliste: «le raccourcissement des délais serait peut-être possible», etc. Mais bien sûr on semble toujours être persuadé que cela sera possible ... et si ça ne l'était pas? 
1.12. Le Comité constate que le stockage non définitif de déchets solidifiés de haute activité dans des sites de stockage protégés et surveillés ne peut constituer qu'une solution provisoire. L'objectif doit toujours être d'enterrer les déchets radioactifs dans des formations géologiques où ils peuvent être stockés à tout jamais sans surveillance et isolés de la biosphère. 
     Quel pays européen va offrir «ses formations géologiques» pour stocker les déchets de la communauté... "à tout jamais"?
1.13. Le Comité estime, à l'unanimité, que, en règle générale, tous les coûts résultant de l'élimination des déchets doivent, d'après le principe pollueur-payeur, être supportés par les entreprises productrices d'énergie et, donc en définitive, par le consommateur d'électricité. Cela vaut en principe également pour les coûts du stockage définitif, qui constitue la dernière phase de l'élimination des déchets. Le Comité ne pense pas, compte tenu de toutes les communications et documents publiés à ce sujet par le secteur de l'énergie, que les coûts résultant de l'élimination des déchets entraîneraient une augmentation considérable des coûts de production de l'électricité d'origine nucléaire. A son avis, une évaluation définitive des coûts ne sera, par ailleurs, possible que lorsqu'on aura trouvé une solution optimale pour les différents procédés et stades d'élimination des déchets. 
     Il va falloir payer... on ne sait combien!
1.14. Indépendamment de la question du règlement des coûts, le Comité est d'avis que la responsabilité et la compétence quant au stockage définitif ou au stockage intérimaire d'assez longue durée ne peuvent se situer qu'au niveau de l'Etat ou des pouvoirs publics. Les risques liés au stockage de longue durée, même s'ils ne sont, pour le moment, qu'hypothétiques, ne peuvent, en raison de leur nature, être pris en charge par des entreprises ou des organisations du secteur privé. 
     Rappelons qu'à La Hague c'est la Société Infratome qui gère le stockage d'une grande partie des déchets.
1.15. Le Comité accueille, en outre, très favorablement le fait que la Commission aborde la question d'un réseau communautaire de sites de stockage pour les déchets radioactifs. Il estime qu'il est opportun que les déchets radioactifs soient autant que possible éliminés, stockés provisoirement ou définitivement à l'endroit même où ils sont produits. C'est pourquoi il soutient l'intention de la Commission de s'employer, dans le cadre de son plan d'action, à sélectionner un petit nombre de sites appropriés pour le stickage intérimaire et définitif des déchets radioactifs, si possible en liaison avec des sites correspondants d'installations de retraitement. 
1.16. Le Comité appuie enfin la proposition visant à instaurer, pour toute la durée du plan d'action, un comité consultatif d'experts de haut niveau qui aurait pour tâche de seconder la Commission lors de l'exécution des actions prévues dans le plan. Il souhaite toutefois que, dans le cadre de la décision, les Etats membres s'engagent à communiquer à la Commission toutes les informations dont ils disposent en matière de déchets radioactifs.
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