Devant l'ampleur du dossier Castaing, nous ne vous en présenterons que quelques extraits: - Avant-propos - Conclusions - Annexes 1-2-3, 7-8 et 10. Comme vous pouvez le constater, ce groupe de travail comprenait un bon nombre de tenants de l'industrie nucléaire (ne vous y trompez pas, M. Frejacques, aujourd'hui président du CNRS, est un ancien du CEA où il occupait un poste de responsabilité dans la partie chimie...) et seulement quelques rares «contre-experts». Mais il y en avait quand même et c'est là que résidait la nouveauté de ce groupe de travail. Le rapport fait le point sur la question des combustibles irradiés. Il présente la situation actuelle et demande en conséquence une série de mesures visant à réduire les nuisances potentielles liées au retraitement et au stockage des déchets. Ce rapport est le résultat d'un consensus obtenu grâce à la fermeté du président du groupe de travail. Les contre-experts, bien que largement minoritaires, purent faire entendre des personnalités extérieures, non liées au lobby nucléaire. L'ensemble des documents se divise en trois groupes qui sont le rapport lui-même, signé par tous les membres, les annexes, non signées, rédigées individuellement ou par petit groupe (ou par les services officiels via des membres du groupe), et les documents joints qui sont des documents présentés à la commission, ou des comptes rendus d'auditions. Cette troisième classe est nettement marquée par ses origines procritiques ou franchement contre. Elle ne sera pas publiée, la plupart des documents pouvant être trouvés par ailleurs. Quand on constate la qualité du travail effectué par ce groupe, nous ne pouvons que «souhaiter que des commissions de ce type puissent se pencher sur la sûreté des réacteurs PWR, sur les surgénérateurs, sur les problèmes liés à la pollution chimique...» Cela permettrait de faire le point des connaissances et de mettre au grand jour les problèmes non résolus. Cela permettrait sûrement de clarifier les questions économiques et donnerait aux décideurs et à la nation une information qui aujourd'hui, est occultée. Cela nous éviterait, après avoir détruit l'environnement, d'avoir à payer pour essayer de le rendre à nouveau viable, si toutefois les dégâts ne sont pas irrémédiables. Conseil Supérieur de la Sûreté Nucléaire Paris, le 1er décembre 1982
sur la gestion des combustibles irradiés AVANT-PROPOS Le Gouvernement ayant décidé, à l'issue du débat parlementaire tenu à l'automne 1981 sur le plan d'indépendance énergétique de la France, de mettre en place une commission scientifique sur la gestion des combustibles irradiés, le ministre de l'industrie a, par lettre du 11 décembre 1981, mandé à M. Neel, président du Conseil supérieur de la sûreté nucléaire, de constituer, auprès de ce conseil, un groupe de travail sur ce sujet. Cette lettre (voir pièces jointes) fixait les grandes lignes de la mission de ce groupe de travail. (suite)
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Le groupe a tenu 45 réunions entre le 22 décembre 1981 et le 30 novembre 1982 dans les locaux de l'Institut de France. Il comportait douze membres: - M. Raymond Castaing, membre de l'Académie des Sciences, président. - M. Jean Teillac, haut-commissaire à l'Energie atomique, vice-président. - M. Jacques Ancellin, président de la Société des sciences mathématiques et naturelles de Cherbourg. - M. Jacques Bénard, membre de l'Académie des sciences. - M. Jacques Duport, conseiller scientifique à la Société Alsthom Atlantique. - M. Claude Frejacques, président du CNRS, membre de l'Académie des sciences. - M. Robert Guillaumont, professeur à l'Université de Paris-Sud. - M. Jean Lefevre, directeur des Effluents et déchets radioactifs au CEA. - Mlle Ethel Moustacchi, radiobiologiste à l'Institut Curie. - M. Jean-Paul Schapira, physicien nucléaire au CNRS. - M. Jean-Claude Zerbib, chef du Groupe de radio-protection des accélérateurs du Centre d'études nucléaires de Saclay. - M. Pierre Zettwoog, chef du Service de protection technique du CEA (IPSN). Le secrétariat a été assuré par le service central de sûreté des installations nucléaires. Le groupe, compte tenu des indications figurant dans la lettre de mission précitée, en particulier quant au calendrier des travaux de modernisation et d'extension de l'établissement de La Hague, a adopté un programme de travail qui visait à disposer pour le mois d'avril 1982 des premières conclusions de l'examen de la situation technique actuelle du retraitement, des perspectives d'évolution et des options actuellement engagées, sous différents aspects. Son président a, par l'intermédiaire du président du Conseil supérieur de la sûreté nucléaire, rendu compte au ministre de l'Industrie de ces premières conclusions le 28 avril 1982. Le groupe a ensuite approfondi l'examen de la situation technique actuelle du retraitement et a examiné les variantes du retraitement et les options autres que le retraitement immédiat. Il a ensuite procédé à une comparaison du retraitement immédiat et de ces autres options sous l'angle de la finalité de ces opérations et des aspects techniques impliqués ainsi que du point de vue de leur incidence économique. L'examen de ce dernier aspect est apparu indispensable pour apprécier la valorisation du plutonium extrait par retraitement des combustibles irradiés dans la filière des réacteurs à neutrons rapides. Le groupe s'est donné pour méthode de travail de demander tout d'abord aux organismes intéressés (administrations, exploitants...) de lui adresser des synthèses sur les points à examiner en vue de les soumettre à une première discussion, sur la base de projets de rapports établis par certains de ses membres désignés à cet effet. Les renseignements complémentaires dont le groupe, à l'issue de chaque discussion, jugeait nécessaire de disposer ont fait l'objet de questions adressées aux organismes intéressés et dont certaines ont donné lieu à un entretien entre les rapporteurs et les représentants de ces organismes. Le groupe a également entendu des représentants des organismes concernés ou d'organismes intéressés par ces questions, ainsi que quelques personnalités à titre individuel, en leur qualité d'experts dans des domaines particuliers. p.3
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Outre les déplacements de divers rapporteurs, le groupe dans son ensemble s'est rendu à Marcoule, à l'usine Eurochemic de Mol en Belgique, ainsi qu'à deux reprises à La Hague. Il a entendu lors de sa visite du 24 février 1982 à l'établissement de La Hague, en présence de l'exploitant, les représentants des organisations syndicales. Il a également procédé à Cherbourg, le 13 septembre 1982, à un échange de vues avec la commission spéciale permanente près l'établissement de La Hague présidée par M. Darinot. Le groupe a en outre procédé à un échange de vues avec le groupe permanent d'experts chargés des installations nucléaires de base autres que les réacteurs nucléaires, le 11 juin 1982. Toutes les informations dont le groupe a jugé utile de disposer lui-même ont été transmises par les organismes intéressés, dans des délais compatibles avec le déroulement de ses travaux. Cependant, l'attention du groupe a été plusieurs fois attirée sur le caractère confidentiel de certaines informations. Ceci a été le cas pour des informations fournies par le service central de sûreté des installations nucléaires du ministère de la Recherche et de l'Industrie, en particulier les rapports de sûreté et les analyses de ces rapports par l'institut de protection et de sûreté nucléaire du commissariat à l'Energie atomique et par le groupe permanent d'experts placé auprès du chef de ce service. Ceci a également été le cas pour des informations couvertes par le secret-défense qui n'ont pu être fournies de façon détaillée par la COGEMA, en particulier les taux de perte en plutonium dans les déchets lors de chaque campagne de retraitement à l'usine de La Hague. La protection de certaines informations est évidemment nécessaire. Le groupe suggère cependant que la justification de l'étendue de cette protection soit périodiquement réexaminée. Il devrait ainsi être possible de rendre publique une partie des rapports de sûreté ainsi que les données détaillées des performances en matière de taux de perte en plutonium dans les déchets des usines de retraitement de La Hague ou de Marcoule. Pour ce qui concerne cette dernière usine, classée secrète pour les besoins de la défense, le goupe souhaite que soit étudiée la possibilité de déclassifier les unités non directement concernées par la fabrication de matières fissiles à usage militaire, telles que celles qui traitent et conditionnent les déchets*. Enfin, il faut noter que les travaux du groupe se sont inscrits dans le cadre de la décision prise par le gouvernement de moderniser l'usine actuelle de La Hague et de construire sur ce site une nouvelle usine. Le groupe n'a donc pas examiné la situation actuelle de l'usine de Marcoule. Il souligne cependant que la plupart des recommandations qu'il a été amené à faire peuvent s'appliquer à cette usine, actuellement en cours de modernisation, et dont la disponibilité doit également faire l'objet d'une attention particulière, compte tenu de la nécessité de retraiter dans un délai assez bref après leur sortie de réacteur les combustibles de la filière uranium naturel-graphite-gaz (UNGG). Les remarques du groupe ainsi que les recommandations qu'il croit devoir formuler vont être développées dans les chapitres qui suivent. Certaines de ces recommandations visent à une amélioration de la technique du retraitement qui permettrait de réduire à un niveau extrêmement bas les nuisances potentielles des déchets de retraitement. Elles pourront paraître à certains égards draconiennes; mais le groupe a considéré que les activités liées à cette partie du cycle nucléaire, qu'il avait la charge d'examiner, se devaient d'être effectuées dans les meilleures conditions possibles, compte tenu de l'état actuel de la technique. Le groupe a le sentiment que toutes les activités industrielles génératrices de nuisances devraient être examinées dans le même esprit. (suite)
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Le présent rapport examine au chapitre
I la situation du retraitement dans les usines actuelles (UP2) et futures
(UP2-800, UP3 et STE3) de La Hague du point de vue de la disponibilité
des installations, de la protection du personnel et de l'environnement,
des déchets produits et de la sûreté des opérations.
@ Rappelons que la matière de base utilisée
dans les réacteurs à neutrons thermiques (ou neutrons lents)
est l'uranium mis au préalable sous la forme d'éléments
combustibles constitués d'une gaine métallique enveloppant
une masse d'uranium constituant la matière nucléaire.
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CHAPITRE V PRINCIPALES RECOMMANDATIONS La lettre de mission du 11 novembre 1982 (voir
pièces jointes) par laquelle le ministre de l'Industrie a demandé
au président du Conseil supérieur de la sûreté
nucléaire de constituer, auprès de ce conseil, un groupe
de travail sur la gestion des combustibles irradiés, fixait les
grandes lignes de la mission de ce groupe de travail.
Les combustibles irradiés provenant
des réacteurs à eau sous pression peuvent être:
V.1. LA SITUATION TECHNIOUE ACTUELLE DU RETRAITEMENT Parallèlement à la mise en œuvre d'un très important programme électro-nucléaire, la France s'est résolument engagée sur la voie du retraitement immédiat des combustibles nucléaires irradiés. La réalisation des usines UP2-800 et UP3, comme la notable modernisation en cours des usines actuelles de La Hague et de Marcoule, concrétise cet engagement qui s'appuie sur l'expérience industrielle et les travaux de recherche et développement du Commissariat à l'énergie atomique. (suite)
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Le groupe considère que le Commissariat à l'énergie atomique, après avoir acquis la maîtrise industrielle du retraitement des combustibles irradiés de la filière à l'uranium naturel, possède aujourd'hui celle du retraitement des combustibles de la filière à eau sous pression, dans des conditions de disponibilité et de sûreté, au moins à court et moyen terme, qui n'ont pas été remises en cause. Ainsi le groupe estime-t-il que la capacité de l'usine UP2 actuelle de La Hague devrait se rapprocher des 250 tonnes par an annoncées par la COGEMA et que les capacités de retraitement prévues de 800 tonnes par an pour les usines UP2-800 et UP3 devraient, sauf imprévu, pouvoir être respectées. L'examen des niveaux d'exposition du personnel aux rayonnements ionisants et de l'impact des rejets d'affluents radioactifs, en fonctionnement normal, de l'usine de La Hague n'a pas fait apparaître de grave sujet d'inquiétude; il reste que d'importants progrès, qui font l'objet de recommandations du groupe, doivent être effectués par les nouvelles usines. Au cours de l'examen limité dans le temps qu'il en a fait, le groupe n'a pas relevé d'éléments susceptibles de remettre en cause de façon importante les concepts mis en œuvre pour assurer la protection des populations contre les risques d'accidents; il a cependant recommandé qu'un certain nombre de mesures soient prises et que certaines études soient effectuées ou poursuivies. Le groupe a porté une attention particulière aux problèmes posés par les déchets radioactifs provenant du retraitement des combustibles irradiés. Le point de vue du groupe sur ceux de ces problèmes qui sont liés à la sûreté à long terme est rappelé plus loin. Pour la sûreté à court terme (manutention et entreposage pendant plusieurs dizaines d'années), le groupe considère que les modes de conditionnement proposés par la COGEMA pour les nouvelles usines de La Hague sont satisfaisants. Le groupe a noté les améliorations continues qui ont été apportées à l'usine actuelle de La Hague et considère que cette capacité d'amélioration doit être maintenue pour les nouvelles usines. Un certain nombre d'améliorations ultérieures des usines ont d'ailleurs été recommandées. D'une façon générale le groupe souligne l'importance de l'expérience industrielle qui sert de point d'appui aux travaux de recherche et développement, en orientant ces travaux sur les problèmes réels qui se posent aux opérateurs industriels et en offrant aux chercheurs des perspectives stimulantes. V.2. LA SURETÉ A LONG TERME DES DECHETS PROVENANT DES COMBUSTIBLES IRRADIES Le groupe a été confronté
aux problèmes résultant de l'existence de conséquences
à moyen et surtout à long et très long terme, à
associer aux décisions concernant les stratégies de gestion
des combustibles irradiés.
* Nous soulignons ces points... p.5
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Dans l'état actuel des connaissances, toutes les stratégies de gestion des combustibles irradiés présentent des incertitudes pour la sûreté à long terme du stockage des déchets, du fait de l'insuffisance des données sur lesquelles peut s'appuyer la prévision du comportement, sur un laps de temps se mesurant en milliers de siècles, des déchets radioactifs en situation d'enfouissement profond. Il convient que tout soit fait pour lever, dans la mesure du possible, ces incertitudes; en conséquence le groupe recommande: 1 - que les études de caractérisation de tous les déchets contaminés a, y compris l'oxyde d'uranium irradié qui constituerait le principal déchet d'une option non-retraitement, soit activement poursuivies et que soient créés un ou plusieurs laboratoires souterrains expérimentaux pour étudier notamment, dans le cas des déchets de haute activité, les effets du dégagement thermique en situation d'enfouissement profond. En tout état de cause, tout stockage expérimental devra être réversible, les déchets stockés devant pouvoir être repris pour un nouveau conditionnement si cela apparaissait nécessaire.Le groupe considère en effet que, tant que les incertitudes ci-dessus évoquées n'auront pas été levées, rien d'irréversible ne doit être fait en matière de gestion de déchets; c'est dans ce souci qu'il a recommandé qu'en ce qui concerne les déchets a de faible ou moyenne activité, l'on n'adopte pas dès à présent des conditionnements dont la reprise ultérieure, si elle s'avérait nécessaire au vu des résultats des études actuellement en cours, serait impossible pour des raisons techniques ou économiques. Il tient, d'autre part, à souligner qu'un enfouissement définitif de déchets à haute activité, de déchets a ou de combustibles irradiés en l'état ne lui apparaît pas, pour l'instant, pouvoir être effectué. Pour les mêmes raisons, le groupe considère que toute décision de principe prévoyant à terme un tel enfouissement irréversible serait, en l'état actuel de nos connaissances, prématurée. Le groupe a noté par ailleurs l'absence de consensus international sur la limite de contamination en émetteurs a acceptable pour les déchets destinés au stockage en surface. Il recommande, tant que des éléments n'auront pas été dégagés pour fixer de façon indiscutable cette limite et afin qu'on ne se trouve pas devant une irréversibilité de fait due au volume des stockages: 2 - que l'on se fixe comme objectif, en ce qui concerne la nocivité évaluée pour les population futures que présenteront les centres de stockage en surface après leur banalisation, une nocivité qui ne dépasse pas celle que l'on peut rencontrer pour des terrains naturels.Le groupe considère d'autre part que toute mesure qui, sans remettre en cause la sûreté à court et moyen terme, permettrait, dans l'attente des données ci-dessus évoquées et dont l'obtention pourrait demander plusieurs décennies, de réduire le volume et la nuisance potentielle des déchets produits, ne pourrait être que bénéfique. En conséquence le groupe recommande: 3 - que l'on s'oriente, pour le retraitement pratiqué dans les nouvelles usines de La Hague, vers la mise en œuvre, dans l'avenir le plus rapproché possible, de techniques de traitement et de conditionnement des déchets rendant a priori ces déchets plus aptes au stockage à très long terme (extraction de l'essentiel des émetteurs a, céramisation, fusion de déchets métalliques) et réduisant leur volume. (suite)
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4 - que pour le retraitement tel qu'il pourra ultérieurement être pratiqué, soit étudiée avec la volonté de tout mettre en œuvre pour qu'elle puisse être effectivement appliquée avant la fin du siècle, la technique mise au point par le CEA en laboratoire, de retraitement poussé avec séparation des actinides mineurs qui permettrait d'extraire des déchets les émetteurs a de très longue période et les éléments susceptibles de les produire par filiation; ces éléments pourraient alors être conditionnés séparément de façon très efficace, incinérés par bombardement neutronique ou, dans un avenir plus lointain, évacués dans l'espace, ce qui n'apparaît pas impossible compte tenu des faibles volumes correspondants. Il apparaît d'ores et déjà très vraisemblable que les déchets restants, dont la période de nuisance potentielle serait alors inférieure à un millénaire, pourraient en toute sûreté être entreposés ou stockés à faible profondeur. Ce retraitement poussé devrait bien entendu s'accompagner de l'ensemble des améliorations évoquées plus haut en ce qui concerne le traitement et le conditionnement de tous les déchets.V.3. LE RETRAITEMENT IMMEDIAT ET LES AUTRES OPTIONS La justification de toute opération
de retraitement est d'une part d'extraire les produits de fission et les
actinides mineurs contenus dans les combustibles irradiés, d'autre
part de récupérer, en vue de leur valorisation, les matières
fissiles contenues dans ces mêmes combustibles, uranium et surtout
plutonium qui permet le développement industriel de la filière
à neutrons rapides.
* Nous soulignons ces points... p.6
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Le groupe a jugé utile que cet éventail de choix demeure ouvert. En conséquence, il recommande: 5 - que d'une part des études allant jusqu'à l'acquisition du savoir-faire industriel soient engagées sur les options autres que le retraitement immédiat, notamment le stockage définitif des combustibles irradiés, et que d'autre part soit maintenu l'acquis industriel et le potentiel de recherche du Commissariat à l'énergie atomique sans lesquels ne pourrait être maîtrisé industriellement avant la fin du siècle le retraitement poussé, avec séparation des actinides et conditionnement amélioré de tous les déchets, ci-avant évoqué.Pour les combustibles qui ne pourront être retraités dans les usines UP3 et UP2-800, en l'occurrence ceux qui proviendraient, dans l'hypothèse d'un accroissement important du parc électronucléaire, des réacteurs à eau sous pression mis en service après 1992, le choix devra être fait entre un retraitement immédiat, qui supposerait la mise en place d'une usine supplémentaire, et un entreposage qui permettrait de parachever les études concernant la qualification des divers modes de gestion au regard de la sûreté à long terme des déchets produits, compte tenu des besoins en plutonium pour le développement éventuel d'une filière à neutrons rapides. A ce sujet, le groupe a jugé utile d'examiner brièvement, sous le seul angle de la valorisation des matières énergétiques qu'elle permet, la filière à neutrons rapides. Si un important développement de cette filière était envisagé, le groupe incline à penser qu'un programme de démonstration, incluant une unité de retraitement de taille significative sur le plan industriel, devrait être lancé afin que puisse être acquise l'expérience nécessaire en matière de techniques et de coûts. Cette expérience sera d'autant plus utile que les recommandations qui ont été faites sur l'étude de la séparation des actinides dans le retraitement s'appliquent à plus forte raison au retraitement des combustibles rapides, compte tenu de très nombreux recyclages de matière fissile que permet cette filière. Le groupe a enfin examiné l'incidence que pourraient avoir sur la valorisation de l'uranium des mesures d'amélioration technique de la filière à eau sous pression qui, tout en n'apportant que des économies modestes, présenteraient l'avantage d'être réalisables à court terme. La mise en œuvre de ces mesures pourrait être facilitée par l'entreposage des combustibles irradiés. V.4. ELARGISSEMENT DU CHAMP DES PERSONNES INFORMEES OU CONSULTEES SUR LES DONNEES TECHNIOUES DE LA GESTION DES COMBUSTIBLES IRRADIES L'existence d'une gamme étendue de modes de gestion possibles des combustibles irradiés est de nature à permettre des choix. Il est hautement souhaitable que ces choix fassent l'objet d'un large consensus. Cela suppose que le champ des personnes informées ou consultées sur les données techniques de la gestion des combustibles irradiés soit élargi. * Nous soulignons ces points... (suite)
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Un tel élargissement apparaît d'abord utile pour la définition d'un plan général de recherche et développement en matière de gestion à long terme des déchets radioactifs, et pour l'évaluation de l'avancement du programme qui en découlerait. Le groupe recommande: 6 - que l'élaboration de ce plan de recherche et développement et l'évaluation de l'avancement du programme qui en découlerait soient confiées à une structure pleinement représentative des différentes compétences nécessaires, scientifiques, technologiques, économiques ou autres. Cette structure devra être autonome vis-à-vis des divers opérateurs, industriels ou non, concernés par ce programme.Par ailleurs les chercheurs, plus complètement informés de ces problèmes, pourraient y trouver des sujets de recherches stimulants et participer à l'effort nécessaire. Le groupe recommande donc: 7 - que la communauté scientifique et technique soit invitée à s'intéresser aux problèmes que pose la gestion des combustibles irradiés.Enfin, le groupe a recommandé que soient prises les dispositions nécessaires pour faciliter l'accès aux dossiers techniques et aux expérimentations de prototypes des représentants des travailleurs des usines de retraitement et des personnels concernés, afin que les propositions d'amélioration technique qu'ils pourraient formuler soient mieux prises en compte. @ Pour conclure, le groupe, se référant à l'une des missions qui lui ont été confiées, a le sentiment que les recommandations qu'il a présentées sont de nature à permettre à notre pays de maintenir les compétences technologiques de pointe nécessaires pour assurer dans les meilleures conditions la gestion des combustibles irradiés et que, d'une façon plus générale, elles sont de nature à lui permettre de conserver et d'affermir encore sa position internationale dans un secteur d'activité industrielle que les travaux de ses chercheurs l'ont incité à développer en lui donnant des bases solides pour le faire, secteur d'activité auquel il a consacré de grands efforts et où il a connu d'incontestables succès. Paris, le 1er décembre 1982
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ANNEXE 1 Note au lecteur L'analyse de la capacité du UP2 montre
à quel point les propos officiels sont faux.
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CAPACITE DE RETRAITEMENT DE UP2 (EAU SOUS PRESSION) ET DU HAO: PASSE, PRESENT, AVENIR La capacité de retraitement de UP2 pour ce qui concerne les combustibles EP dépend essentiellement de la capacité de l'atelier HAO. 1. MISSIONS ET FONCTIONNEMENT DU HAO
2. CALCUL DE LA CAPACITÉ THÉORIQUE NOMINALE DU HAO
3. CALCUL DE LA CAPACITÉ RÉELLE DU HAO
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- de la nature discontinue de la dissolution, d'où il résulte qu'un cycle cisaillage-dissolution-vidange du panier peut demander 3,5 à 4 heures pour les gros combustibles et 8 à 9 heures pour les plus petits. Il s'ensuit que la capacité théorique réelle du UP2, limitée par celle du HAO, pour des combustibles PWR de poids moyen, de 0,33 t par exemple, devrait être: jusqu'en 1983: 150 x 0,66 x 4 x 0,33 = 130 t après: 300 x 0,66 x 4 x 0,33 = 260 t et pour les combustibles BWR de poids moyen, 0,16 t par exemple: jusqu'en 1983: 150 x 0,66 x 4 x 0,16 = 65 t après: 300 x 0,66 x 4 x 0,16 = 130 t Ces considérations, qui n'ont que des valeurs d'illustration montrent bien qu'en tout état de cause UP2 ne peut pas retraiter 400 t/an et que le tonnage annuel dépend des combustibles à retraiter selon les livraisons et les contrats à respecter. 4. EXAMEN DES RESULTATS ET PREVISIONS
5. CAPACITÉ DE RETRAITEMENT DE UP2 (UNGG)
6. RENDEMENT EN URANIUM ET PLUTONIUM DE UP2
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Ces rendements ne tiennent pas compte des pertes dues aux opérations de dégainage (UNGG) ou de cisaillage-dissolution-darification (BWR et PWR), lesquelles peuvent parfois être estimées (voir paragr. 2). L'examen des pourcentages de récupération du plutonium donnés par la COGEMA fait apparaître que pour la période de 1976-1980 le pourcentage a été meilleur, 98,7% pour UNGG et EP, que pour la période 1966-1975, 97,4% pour UNGG. 6.2. Dosages de U et Pu et bilans
6.2.1. Bilans d'entrée pour un assemblage
Pour calculer Ui et Pui, il suffit de considérer le bilan des éléments formés ou disparus qui est traduit par: Les ordres de grandeur des termes du deuxième membre de cette relation sont nettement différents. En particulier, le rapport NTUi/NUi égal à environ 6,10- 4 est très faible devant les autres. Il est d'autant plus légitime de le négliger que lorsqu'on exprime les rapports de nombre de noyaux en rapport de masses l'erreur introduite compense celle que l'on fait en négligeant NTUi/NUi. L'erreur résiduelle est inférieure à 1,5 10-4. On obtient ainsi: Si on admet que les pertes en U et en Pu lors des opérations en amont de l'obtention de la solution clarifiée sont telles que: p.9
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La précision de I influe peu sur Ui; par contre, celle de Pu/U influe beaucoup sur Pui. Ce rapport Pu/U doit être connu avec le maximum de précision. Les précisions (reproductibilité + exactitude) sont de: - 0,1% sur CU - 0,1 à 0,2% sur CPu - 0,3% sur Pu/U - quelques % sur I Ui est couramment obtenu avec une précision de 0,15%. Compte tenu de ces calculs, la perte de Pu dans les coques et les fines de dissolution peut être déduite d'après: DPu = Pui - VCPu. D'après la COGEMA, la perte est très faible, de sorte que Pui serait sensiblement égal à Pu et Ui égal à U. 6.2.2. Bilan de sortie Les bilans de sortie sont établis par mesure gravimétrique directe sur le nitrate d'uranyle et l'oxyde de plutonium. On mesure les quantités finales Uf et Puf. 6.2.3. Bilans divers Des dosages de U et Pu sont effectuées à partir de parties aliquotes prélevées dans les cuves d'ajustage avant chaque cycle (partition cycle U, cycle Pu) et avant la précipitation de l'oxalate de plutonium. Par ailleurs, U et Pu accompagnant les PF et les effluents envoyés à la STE sont aussi dosés; les pertes dans les déchets solides divers sont également évaluées avec la meilleure précision possible. 6.2.4. Bilans globaux Les bilans gravimétriques globaux, l'estimation des quantités de matières contenues dans les déchets et l'évaluation de l'écart d'inventaire permettent de comptabiliser l'uranium et surtout le plutonium ayant transité dans l'usine. 6.2.5. Écart d'inventaire Pour une campagne donnée, on définit l'écart d'inventaire D (appelé "MUF" par les anglo-saxons) pour l'uranium ou le plutonium en tenant compte des quantités Ui, Uf (Pui, Puf) déjà définies, de la quantité mesurée qui part aux déchets UD (PuD) et de la charge en œuvre (ou «en cours» ou «hold up») correspondant à cette campagne. |
Par définition: Comme la charge en cours est difficile à
mesurer ou à calculer, les bilans sont effectués, à
l'issue de chaque campagne après rinçage de l'installation.
Sur une période assez longue, l'écart
d'inventaire est globalement positif: l'écart cumulé d'année
en année pendant la vie d'UP2 a décru, du fait de l'amélioration
des méthodes d'évaluation des bilans et de l'augmentation
des tonnages traités.
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Une petite fraction de l'écart d'inventaire pourrait être attribuée à l'imprécision des méthodes d'évaluation (dans le cas du Pu) des quantités présentes dans les déchets produits à la conversion en Pu02 et dans les effluents carbonatés. L'incertitude d'évaluation des quantités de Pu contenues dans les déchets n'explique pas du tout l'écart d'inventaire. En effet, ces quantités et l'écart d'inventaire sont du même ordre de grandeur ; il faudrait donc que l'incertitude sur l'évaluation du Pu dans les déchets soit de 100 % environ; or, on sait que ces évaluations sont faites avec une bien meilleure précision. Enfin, une dernière fraction de l'écart d'inventaire peut être représentée par de la matière fissile réellement accumulée dans les installations. L'expérience du rinçage d'usines, telles EUROCHEMIC et AT. 1, a bien montré qu'il existe effectivement une rétention de matière fissile sur la surface des tuyauteries et des appareils dont la valeur, en raison de la taille des installations, n'a rien de surprenant. Néanmoins, les lavages poussés auxquels ces usines ont été soumises n'ont permis de récupérer que des quantités de matières inférieures à l'écart d'inventaire cumulé, alors que les contrôles effectués après les lavages ont montré que les quantités résiduelles étaient négligeables. L'analyse ci-dessus conduit dans ces conditions à penser que la moyenne de l'erreur aléatoire au niveau du bilan d'entrée correspond en fait à une légère surestimation des quantités de plutonium entrant dans l'usine. Tableau 2
2 - Nombre de jours de campagne y compris les arrêts programmés et les arrêts aléatoires. 3. Capacité journalière moyenne. 4. Capacité annuelle reconstituée. Note GSIEN: Il faut regarder avec prudence les chiffres officiels car, par exemple en 1976 l'usine de La Hague a été arrêtée par fait de grève du 16 sept. 76 jusqu'à la fin de l'année. Or, on annonce (Tbx 1 et 2) 298 jours de campagne. La grève qui a fait passer la capacité annuelle reconstituée à 242 t/an en UN66 au lieu des 5 à 600 t/an des autres années était-elle comptabilisée comme arrêt aléatoire ou comme arrêt programmé? Tableau 3
1 kg U EL = 9 g Pu (**) Il s'agit de pourcentages cumulés: - de 1966 à 1981 pour les UNGG - de 1976 à 1981 pour les EL (suite)
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CAPACITE DES USINES UP3, UP2-800 ET DE LA STATION DE TRAITEMENT DES EFFLUENTS (STE 3) I - UP3
II- UP2-800
III - STE 3
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ANNEXE 3 CAPACITES D'ENTREPOSAGE NECESSAIRES POUR UP3 ET UP2-800
La capacité d'entreposage à mettre
en œuvre pour les combustibles en attente de retraitement dépend
de trois facteurs principaux:
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On constate que: - dans les scénarios 1 et 3, les quantités stockées passent par un maximum, respectivement 8700 t en 1991 et 11.800 t en 1992, puis décroissent très lentement; - dans les scénarios 2 et 4, les quantités stockées augmentent continuellement jusqu'en 1996; - dans le scénario 4, le plus pénalisant, un stock de 12.000 tonnes est atteint dès 1991. Bien entendu, ces évolutions peuvent être largement tempérées par une diminution du flux d'arrivée des combustibles ou une modification de leur nature. Par exemple les programmes d'EDF seront peut-être tels qu'une quantité très inférieure à 1.600 t de combustibles sera déchargée des réacteurs à partir de 1990, si les combustibles sont enrichis à 4,5% et déchargés tous les 18 mois, ou si le parc de centrales est trop important pour la demande de base en électricité. Elles montrent néanmoins qu'il convient de se préoccuper de deux problèmes: · la capacité d'accueil des piscines dont la construction est programmée, · la résorption du stock qui pourrait être de 9 à 12.000 t vers 1991-1992. SOUPLESSE DES CAPACITÉS DES PISCINES D'ENTREPOSAGE Il est prévu de construire, sur le site
de La Hague, trois piscines C, D, E en plus de la piscine NPH déjà
en fonction (1981), selon le calendrier suivant:
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CONCLUSION L'examen des demandes d'entreposage et des
capacités d'accueil montre qu'il n'apparaît pas de problème
majeur de stockage pour les dix années à venir. Il suffit
de faire les choix de configuration en temps voulu.
Prévisions des quantités en tonnes de combustibles irradiés à stocker selon divers scénarios 1 à 4 (voir texte)
(suite)
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suite:
Enfin, en cas d'accident majeur non prévu dans les scénarios, qui entraînerait un blocage complet d'une usine, il existerait des solutions de secours: l'entreposage des combustibles dans les piscines existantes de la COGEMA avec empoisonnement neutronique, l'utilisation des piscines EDF; un stockage à sec pourrait être également envisagé. IMPACT SUR L'ENVIRONNEMENT DES REJETS RADIOACTIFS 1 - BILAN DES REJETS Actuellement, l'établissement de La
Hague retraite annuellement 100 à 150 tonnes de combustible EP et
200 à 300 tonnes additionnelles de combustible UNGG. La capacité
de retraitement prévue dans les deux nouvelles installations est
de 1.600 t/an de combustible.
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Situation future (UP2-800 et UP3) Connaissant les nuisances consécutives au fonctionnement de UP2, l'évaluation des nuisances appelées à résulter du fonctionnement de UP2-800 et UP3 se présente comme une reconduction de la méthode appliquée pour UP2. Par rapport à la situation de référence, la seule différence notable quant à la composition des effluents tient à l'augmentation des rejets en tritium et krypton 85. En ce qui concerne les rejets liquides, s'il se confirme que la puissance additionnelle due au tritium n'est pas appelée, en raison de la faible radioactivité de ce nucléide, à modifier sensiblement le bilan des nuisances, on pourra admettre que l'irradiation interne résultant du fonctionnement des nouvelles installations demeurera du même ordre de grandeur et de même nature que celle due au fonctionnement de l'usine UP2. III- REMARQUES
(suite)
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suite:
Radioactivité massique en plutonium des différentes espèces en fonction de la position géographique des stations de prélèvement Figure 2
En ce qui concerne l'évaluation des
doses individuelles relatives aux «groupes critiques», le groupe
de travail n'a pas pu obtenir de précisions lui permettant de connaître
les paramètres et les bases chiffrées sur lesquels reposent
les valeurs d'engagement de dose qui figurent dans l'étude d'impact.
Cependant, d'autres évaluations publiées montrent que les
doses individuelles moyennes sont voisines du centième de la dose
maximale admissible pour les personnes du public.
p.15
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ANNEXE 7 Note sur l'annexe Si en 1965 il était normal de faire
une étude d'impact avec des colorants solubles, il n'en est plus
de même en 1983. Compte tenu des mesures qui sont faites sur le site
chaque année, il devrait être possible au moins de vérifier
les modèles et de refaire les courbes d'isodose. Ce qui est souligné
dans cette annexe, c'est que, compte tenu de certains résultats
(concentration en plutonium par exemple), des mesures systématiques
sont nécessaires.
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ANNEXE 8 LES REJETS DE WINDSCALE Information du public sur les rejets d'effluents radioactifs liquides et gazeux Les données dosimétriques relatives
à l'exposition du public par les rejets liquides et gazeux font
l'objet, en Grande-Bretagne, de publications annuelles qui émanent
du ministère de l'Agriculture, de la Pêche et de l'Alimentation[1]
ou du Bureau national de radioprotection.(NRPB) [2].
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15 g/d crustaceans, 6 g/d molluscs |
106Ru 0,02 134Cs 3,4 137Cs 16,8 239Pu+240Pu 0,05 241Am 0,1 Total 23 |
106Ru 1,5 134Cs 2,0 137Cs 16,8 239Pu+240Pu 0,9 241Am 3,7 Total 26 |
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70 g/d crustaceans, 50 g/d molluscs |
106Ru 0,005 134Cs 2,4 137Cs 12,1 239Pu+240Pu 0,002 241Am 0,008 Total 19 |
106Ru 0,4 134Cs 1,4 137Cs 12,1 239Pu+240Pu 0,04 241Am 0,2 Total 15 |
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137Cs 1,0 Total 1,3 |
137Cs 1,0 Total 1,2 |
I - REJETS LIQUIDES DE L'USINE DE WINDSCALE Les autorisations de rejets d'effluents radioactifs
liquides sont bien plus élevées que celles de La Hague:
II - CALCULS DES DOSES La publication [1] donne le résultat
des calculs de dose effective engagée pour trois catégories
de consommateurs. Les résultats sont rassemblés dans le tableau
ci-dessus.
Equivalent de dose collective effective engagée:
Bibliographie 1. HUNT. G.J. - «Radioactivity in surface and coastal waters
of the british isles, 1978». Aquatic environment monitoring report.
Number 4. ISSN 0142 6 2499 LOWESTOFT (1980).
(suite)
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suite:
Note sur l'annexe Voici un exemple de scénario accidentel
que le groupe de travail a étudié. Il semblerait qu'il n'aurait
pas été envisagé jusqu'à ce jour. Le groupe
formule donc des questions et des recommandations. suite:
CONSEQUENCES POSSIBLES D'UN ENLISEMENT ACCIDENTEL D'UN CHATEAU DE TRANSPORT DE COMBUSTIBLES IRRADIES A la suite d'un accident en cours de transport,
un château peut se retrouver en dehors de la plateforme de la route
ou de la voie ferrée, sur un terrain meuble, submergé ou
non, incapable de supporter sans enlisement, total ou partiel, la forte
charge au sol que représente le château.L'enlisement peut
réduire probablement la capacité d'évacuation thermique
vers l'extérieur du fait d'une dessication locale du milieu environnant.
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L'ANDRA, est-il besoin de le préciser, est l'Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs - du moins c'est la traduction que nous en donnons, tant en France nous utilisons des sigles en se figurant que tout le monde en connaît la signification (Si ce n'est pas la traduction exacte, nous nous ferons un plaisir de corriger...). Cette agence s'est hâtée de préparer un dossier avec son programme à long, moyen et court terme, de gestion des déchets. Ce programme, soumis pour avis au Conseil Supérieur de Sûreté Nucléaire, sera l'objet de la séance du 19 avril 1983. Lors de sa précédente séance, le Conseil a demandé au groupe Castaing d'étudier le programme de l'ANDRA dans l'optique des recornmandations de son rapport. La séance du 19 avril fut particulièrement mouvementtée et au lieu d'examiner le programme de gestion des déchets proposé par le CEA à la lumière du rapport du groupe Castaing, ce sont la forme et le fond de ce rapport que les nucléocrates ont attaqué avec une virulence et un manque de retenue difficilement admissible. Disant cela nous ne trahissons aucun secret de séance puisque le mercredi 20 avril J.F .A. écrivait dans le Monde (daté du 21 avril). « La sévérité du propos a bien évidemment succité les passions et donné lieu à trois heures et demie de débats qualifié par les témoins, d'orageux.». Le conseil supérieur de Sureté nucléaire ayant décidé que le programme de gestion du CEA et le rapport du groupe Castaing seraient rendus public et diffusé à la presse dès le 21 avril (diffusion effectuée malgré une tentative de blocage de dernière minute qui obligea les journalistes à faire le siège de tous les niveaux de décision du ministre de l'industrie et de la recherche) nous vous présentons le rapport de travail du groupe Castaing à l'exclusion des annexes (pour raison de place comme vous le comprendrez bien). Mais dès à présent nous voulons attirer votre attention sur le problème de l'immersion en mer des déchets. En 1972 avait été créée la Convention de Londres pour la Prévention de la pollution marine. Cette année, à l'initiative de l'Espagne, la Convention a examiné une résolution tendant à interdire l'immersion des déchets radioactifs. Souvenez-vous de la campagne menée par Greenpeace et les marins-pêcheurs espagnols pendant l'été 1982, pour essayer d'empêcher que des ftits de déchets soient immergés au large des côtes espagnoles. L'action, à défaut d'aboutir sur le terrain, obligea le gouvernement espagnol à protester officiellement, puis à déposer cette recommandation. Cette recommandation d'interdiction fut transformée en une suspension et ne fut pas votée avec une majorité suffisante pour ne pas être autre chose qu'une recommandation morale. La France s'est abstenue, pour la raison officielle qu'elle ne procède plus à des immersions depuis 1969, mais vraisemblablement pour une raison plus simple, c'est qu'en étudiant les dossiers de l'ANDRA, on y trouve que: «La France ne doit pas exclure de se joindre aux opérations d'immersion à partir de 1983 ou 1984. Les quantités à immerger, de l'ordre de quelques centaines de mètres cubes par an les premières années, seraient susceptibles d'une augmentation ultérieure, à la suite de l'examen des conditions dans lesquelles se seraient déroulées les premières campagnes.». Nous vous donnerons d'abord des extraits des rapports de l'ANDRA, puis le dossier de Greenpeace faisant le point de la situation. (suite)
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suite:
ANDRA, octobre 1982 IV.4 IMMERSION IV.4.1. Objectifs de l'ANDRA
p.18
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