Ce numéro est consacré au plutonium, élément radioactif artificiel. Cet élément, radiotoxique dangereux, est, de plus, connu pour sa première utilisation militaire en 1945. Comme le souligne A.C. Lacoste dans son avant-propos: "Cette matière est aujourd'hui générée de façon continue comme sous produit inévitable de l'irradiation des combustibles dans les centrales électronucléaires de puissance ....... Les quantités de plutonium à venir en France, de l'ordre de 8 à 9 tonnes par an, proviennent en majeures partie de l'exploitation des centrales nucléaires." Il conclut : "Ainsi le plutonium présente des risques particuliers, qui appellent une gestion adéquate à tous les stades : entreposage des quantités de plutonium non séparé, sûreté des opérations liées à la transformation de plutonium séparé, surveillance dans l'environnement, immobilisation des quantités non réutilisées et reprise des déchets anciens, sans oublier la maîtrise des aspects relatifs à la non-prolifération." J'ajouterai que se mêlent aussi des interprétations sur la fin du cycle et sur la nécessité de valoriser le Pu. Voici d'ailleurs ce que nous avons publié dans la gazette 165/166 (1998) à propos du rapport Mandil-Vesseron EXTRAITS DE LA GAZETTE N°165/166 Page 4 et page 5 du rapport deux items sont en contradiction. Le premier est l'affirmation " l'aval du cycle doit continuer, sans a priori, de faire l'objet d'une veille sous différents aspects : -les aspects économiques, avec le suivi de l'évolution des ressources en matières premières énergétiques, -les aspects techniques, en nouant en tant que de besoin des coopérations avec nos partenaires étrangers, que ce soit dans le domaine industriel ou dans le domaine de la sûreté, -les aspects internationaux..., -les aspects réglementaires..., -les aspects sûreté et évaluation de l'impact sur l'environnement .." (suite)
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Le deuxième est " Il convient que la stratégie actuelle dans l'attente des décisions qui seront prises à l'échéance prévue par la loi, puisse continuer à se développer jusqu'en 2006 dans un contexte harmonieux et en optimisant les performances du parc actuel. Cette optimisation passe par l'autorisation de charger en combustible MOX les 12 réacteurs de 900 MWé qui ne sont pas encore autorisés à le faire, par l'extension des capacités d'entreposage de l'uranium issu du retraitement et par l'augmentation des taux d'irradiation du combustible sous réserve d'une analyse de sûreté préalable. Expliquez-moi comment on peut faire une veille sans a priori de tous les aspects du cycle et en même temps moxer, retraiter et augmenter le taux d'irradiation. Finalement pourquoi faire une veille chère, inutile puisqu'on sait déjà qu'on va moxer et retraiter à fond la caisse.... Notons que ce document se réfère sans arrêt à la loi du 30 décembre 1991 dont la lecture doit être plutôt difficile car chacun interprète à sa façon les différents articles. Répétons que cette loi fait obligation à la nation et aux différents acteurs du nucléaire de prendre au sérieux le problème des déchets. Elle se limite malheureusement aux déchets de moyenne et haute activité à vie longue. Elle n'oblige pas à avoir des solutions en 2006 mais elle ne dit pas non plus qu'on doit s'être englué dans le nucléaire au point de ne plus pouvoir rien faire d'autre pendant des siècles!! Enfin tous les espoirs sont permis "ce document constitue une étape et en aucun cas un terme dans la réflexion " Sauf que la réflexion s'étant mal engagée et avec pour seuls acteurs ceux du nucléaire, on voit mal comment elle pourrait s'infléchir toute seule. p.11
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Thierry Charles Présentation
du plutonium et de ses différents isotopes (15 au total, tous radioactifs
et de période variant entre 87,7 ans pour le Pu 238, 24390 ans pour
le Pu 239, 387000 ans pour le Pu 242, et quelques minutes pour les Pu 232,
233).
Michel Debès et Gilles Zask et
Ces 2 articles se complètent trop pour
que je les sépare. Le premier nous apprend que EDF a pour stratégie
l'utilisation du MOX pour permettre "la valorisation des matières
séparées tout en respectant l'économie du kWh nucléaire.
Elle s'inscrit par ailleurs dans la perspective d'augmentation des taux
de combustion moyen des combustibles UO2 et MOX, pouvant aller pour l'UO2
jusqu'à 57 GWj/t en moyenne d'ici 2010 .
(suite)
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-la concentration du plutonium produit dans les combustibles UO2, dans des assemblages MOX et par conséquent sous un volume réduit (un assemblage MOX irradié pour 7 UO2). Ces assemblages sont alors entreposés pour refroidissement pendant quelques dizaines d'années, ce qui permet de laisser ouverts les choix quant à leur devenir. Ceci implique d'améliorer les performances du MOX, afin de maintenir l'équivalence économique avec les UO2 auxquels il se substitue pour la production d'électricité". Les affirmations citées ci-dessus sont tout simplement fausses. En effet : - Si on ne retraite pas, on évite les rejets et surtout le gros point noir que représente l'usine de la Hague. On laisse le combustible en l'état et on évite tous les déchets technologiques qui représentent de gros volumes, -Quant à stabiliser ou diminuer, ceci est une autre histoire. De toute façon seulement 20 tranches sur 28 ont été chargées en MOX et sont autorisées à utiliser ce combustible, -Pourquoi vouloir extraire du plutonium si c'est pour le confiner dans un autre assemblage. Hormis les coûts élevés de ce MOX, c'est toute la chaîne de rejets qu'on évite, Le premier article ne tient absolument pas compte des problèmes techniques liés à l'utilisation du MOX, problèmes qui sont les suivants : "Pour ce qui concerne la physique du coeur, le comportement du combustible MOX diffère de celui tout uranium sur les principaux points suivants : 1) Les différents isotopes du plutonium ont des sections efficaces d'absorption nettement plus élevées que celles de l'uranium dans le domaine thermique, ce qui entraîne un déplacement du spectre neutronique vers les hautes énergies et une diminution de l'efficacité de tous les absorbants thermiques. En particulier : -Les grappes sont moins efficaces, ce qui a nécessité d'accroître le nombre de grappes d'arrêt disponibles en réacteur (53 en UO2, 57 en MOX), -le bore soluble a une efficacité plus faible, ce qui a nécessité une augmentation des concentrations en bore requises en exploitation, -l'empoisonnement dû au xénon sera diminué et le coeur sera plus stable du fait de la réduction de l'amplitude d'éventuelles oscillations xénon, 2) Certains coefficients de réactivité (coefficient Doppler, effet de vide, coefficient de température du modérateur) sont augmentée en valeur absolue. Cette caractéristique est défavorable sur la cinétique de certains transitoires accidentels tels que les accidents de refroidissement. 3) La fraction effective de neutrons retardés est plus faible pour le plutonium que pour l'uranium; le coeur mixte réagira par conséquent avec une cinétique neutronique accrue en cas d'insertion de réactivité et le risque de prompte criticité sera plus important. 4) La différence de comportement neutronique entre les assemblages mixtes et tout uranium entraîne des pics de puissance aux interfaces entre UO2 et MOX. Afin de réduire ces pics de puissance dans les assemblages périphériques, l'assemblage mixte a dû être zoné. La gestion des pics de puissance aux interfaces introduit également de plus grandes contraintes dans l'élaboration des plans de chargement. 5) Enfin, la puissance résiduelle du coeur est supérieure à celle du coeur tout UO2, ce qui est défavorable pendant la gestion des phases long terme des accidents (évacuation de la puissance résiduelle). " COMMENTAIRE
p.12
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Jean-Pierre Goumondy 2 rappels :
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Les combustibles MOX ont une activité béta et alpha environ 10 fois plus élevée que celles des UO2. En ce qui concerne la présence d'américium et de curium, il y en a environ 9 fois plus dans le MOX. La décroissance de la puissance thermique des MOX est beaucoup plus lente. Pour les MOX il faut attendre une centaine d'années pour atteindre 1 kW, valeur atteinte par les UO2 en 5 à 6 ans. En conséquence "le devenir final des combustibles MOX usés n'est pas encore arrêté. Actuellement EDF n'envisage pas leur retraitement à court et moyen terme." En ce qui concerne la gestion des combustibles : -l'entreposage devra se faire sous eau et/ou à sec pendant de longue période avant d'envisager un retraitement différé ou un stockage. -le transport ne pourra être effectué qu'après un temps de refroidissement supérieur à celui des UO2. Il faudra adapter les colis avec des surprotection biologiques pour limiter le flux neutronique (9 fois plus élevé) et l'utilisation. Il faudra aussi revoir les risques de criticité. COGEMA a demandé l'autorisation de retraiter du MOX dans l'atelier R4 de UP2-800. Ces opérations pourraient démarrer en 2001 avec un MOX à 5,3%. Cependant il est seulement possible de traiter un mélange de 2,6 tonnes de UOX2 et de 1,03 tonne de MOX par jour pour obtenir 80 kg de Pu. Plusieurs problèmes restent pendants: -caractéristiques des fines de dissolutions (quantité, activité et puissance spécifique, teneur en Pu, etc...) -concentration et entreposage des solutions de produits de fission => à préciser les risques de précipitation et de montée en ébullition en cas de défaut de refroidissement. -production de colis de verres => l'accroissement du curium (actuellement limité à 90g par colis ) entraînera une augmentation significative du nombre de colis par tonne de combustible retraité (environ un facteur 10 pour 45 GWj/t et jusqu'à 20 si on augmente le taux de combustion) -purification du Pu. La présence du Pu 238 en quantité significativement plus élevée entraînera une radiolyse du solvant et changera les performances du procédé (fuites de Pu dans le solvant, risques de précipitation et de bouchage,...) CONCLUSION de la gazette 153/154 sur le MOX (1996) L'utilisation du MOX présente des avantages et inconvénients techniques dont l'évaluation financière est difficile, mais pire dont l'impact sur la sûreté est très important. Coté avantages
Coté inconvénients
p.13
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-la présence
d'émetteurs alpha accompagnés d'émetteurs gamma (américium
241) nécessite la fabrication du combustible dans des enceintes
confinées. Cette nécessité entraîne un surcoût
important qui explique le facteur entre 3 et 10 par rapport aux UOX,
-pour réduire le niveau d'irradiation gamma du à l'américium 241 on doit limiter sa teneur à une valeur que l'on atteint après un stockage de 1,5 à 2 ans maximum tout suite après le retraitement. On doit donc fabriquer les éléments MOX dans des délais très courts après retraitement, -le zonage, c'est-à-dire la présence dans un même assemblage de 3 enrichissements différents complique le cycle de fabrication et exige une identification fiable des crayons en fonction de leur teneur en Pu, -la teneur isotopique du Pu doit être homogénéisé. Ceci explique la nécessité de mélanger les Pu et complique la gestion des MOX neufs, -le débit de dose important issu du combustible neuf impose des protections pour le transport et les opérations de chargement-déchargement des assemblages dans les réacteurs, -l'accroissement du temps de séjour en réacteur oblige à un enrichissement plus fort des combustibles: 4,2% pour les assemblages UOX mais 8 % pour le MOX, ce qui conduit à des contraintes pour la fabrication des MOX. -la teneur en transuraniens des déchets vitrifiés issus du retraitement des MOX est si importante que la radiotoxicité de ces verres est quasiment égale à celle du combustible UOX irradié non retraité. Il existe également des contraintes au plan sûreté: -conduite du réacteur, -métallurgie, -relâchement des gaz de fission, -corrosion des gaines. Les avantages ne l'emportent pas sur les inconvénients. La modification importante induite par l'introduction du combustible au Pu dans les REP ne peut s'analyser uniquement en terme de coût. Il faut analyser l'impact de ce choix sur l'ensemble du cycle en incluant les étapes de fin de cycle et la gestion des déchets. Cette analyse de sûreté conduit à l'abandon du MOX -car la conduite des REP avec MOX est nettement plus délicate que celle des REP UOX, -car le retraitement des combustibles MOX est aussi plus difficile à cause de l'insolubilité du Pu, -car si l'on retraite du MOX, les verres sont plus actifs et atteignent le niveau des combustibles classiques non retraités, -car la métallurgie exige des études longues si on désire accroître le taux de combustion pour atteindre un taux économiquement rentable On doit aussi assurer la formation du personnel. ET EN PLUS, LA QUANTITÉ DE DÉCHETS CROÎT... Sûreté et Radioprotection de l'usine MELOX de fabrication de combustibles MOX Jean-Luc Voitellier Le texte commence bien sûr
par "La fabrication de combustibles à base d'un mélange
d'oxydes de Pu et d'U (MOX) pour les réacteurs électronucléaires
s'inscrit dans une politique énergétique cohérente
qui permet de recycler le Pu issu du retraitement des combustibles usés."
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-géométrie des équipements, -masse de matières fissiles, -modération. 3- le risque d'exposition externe Ce risque est dû aux rayonnements gamma de faible énergie et à l'émission neutronique des isotopes du Pu. L'objectif de radioprotection est de réduire le nombre d'agents dépassant 5mSv par an (1/10 de la dose réglementaire..). Pour atteindre cet objectif : -mise en place d'écrans de protection au plus près des équipements contenant des matières fissiles, -automatisation des procédés et conduite à distance, -conception des équipements visant à réduire le nombre et la durée des interventions, -formation du personnel, -contrôle et surveillance radiologique des locaux, du personnel et de l'environnement. 3-les résultats dosimétriques Depuis 1995, date de mise en service de MELOX, l'ensemble du personnel reçoit moins de 1 mSv. Pour 95% du personnel surveillé la dose individuelle annuelle est inférieure à 5 mSV. En 1998 aucune dose n'a dépassé 10 mSV. En 1999 les résultats ont été moins bons compte tenu des caractéristiques des matières mises en oeuvre. 4-les autres risques -dégagement thermiques liées à la puissance spécifique des isotopes du Pu, principalement dans les entreposages. Il y a nécessité à maintenir la ventilation. -risque d'incendie (strict respect de la RFS 1.4.a). Les équipes d'intervention ont reçu une formation de pompiers. -séisme (démarche en conformité avec la RFS 1.1.c) COMMENTAIRE
EXTRAIT DE LA GAZETTE 161/162 (1997) Le risque d'accident de criticité constitue
une préoccupation importante dans les installations où sont
manipulées des matières fissiles. La prévention du
risque de criticité a eu un impact considérable sur la conception
des ateliers et usines. Les stockages de matières fissiles sont
conçus selon une géométrie sûre. La gestion
rigoureuse des matières fissiles dans les installations et enfin
le dimensionnement au séisme des bâtiments concernés
permettent de minimiser le risque d'excursion critique en fonctionnement
normal. Néanmoins, l'éventualité d'un accident ne
peut pas être complètement écartée; elle justifie
la mise en place d'une dosimétrie de criticité dans les installations
à risque et la poursuite des programmes de recherche dans ce domaine.
L'évaluation de l'exposition des individus en cas d'accident de
criticité constitue précisément l'un des axes de travail
poursuivi par le Service de Dosimétrie l'IPSN (SDOS). La problématique
est de disposer de moyens dosimétriques adaptés à
la mesure de fortes doses et forts débits de dose en champs mixtes
(neutrons, gamma).
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Philippe Renaud, Céline Duffa et Didier Louvat Cet article traite de la
mesure du plutonium dans l'environnement. Bien sûr il est signalé
que la majeure partie de ce qui est présents dans les sols provient
des essais atmosphériques menés entre 1945 et 1980, ainsi
que de satellites contenant du Pu238. Les retombées sont caractérisées
par un rapport Pu238/Pu239 + 240 voisin de 0,03 (ceci correspond à
une activité de 50 Bq/m2 en Pu 239+240.
COMMENTAIRE
La sûreté des transports du plutonium Bruno Desnoyers Quels transports :
Quelles réglementations
:
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3-la réglementation comprend: -le volet européen -> accord européen adopté en France le 5 décembre 1996. -le volet international -> code maritime des matières dangereuse, règlement de sécurité des bateaux. Tous ces règlements s'appuient sur les règles émises par l'AIEA. Le règlement AIEA considère 3 types de situations: -les conditions de transport de routine : le colis n'a pas de contrainte -> aucun incident ou accident. -les conditions normales de transport : le colis doit résister à -> chute de 1,2m du colis sur surface indéformable, compression du colis de 5 fois sa masse, chute d'une barre de 6 kg sur le colis.... -les conditions accidentelles : le colis doit résister à -> chute de 9 m du colis sur surface indéformable, chute de 1m du colis sur une barre métallique, feu d'hydrocarbures de 30 mn, immersion sous 15 m d'eau (30 m pour les combustibles usés) pendant 8 h... Ce règlement classe les colis en 4 catégories : -les colis exceptés (<70 Bq/g)-> pour des activités transportées très faibles (< 0,05 mSv/h) -> on ne considère que les conditions de routine. -les colis industriels : faible activité par unité de masse ou faiblement contaminés -> condition de routine. -les colis type A : si l'activité ne dépasse pas les valeurs du règlement (15g) -> conditions de routine -les colis type B : si l'activité dépasse celle des colis A (15g), on doit considérer toutes les conditions de transport aussi bien normales qu'accidentelles. Les colis de type B doivent être agréés par l'Autorité de Sûreté par délégation du ministre en charge de l'industrie et de la ministre en charge de l'environnement. Les performances des colis B sont les suivantes : -confinement, limitation de la contamination externe (4 Bq/cm2), limitation de l'intensité du rayonnement (2 milliSv/h au contact), -à l'issue des épreuves, il ne doit pas y avoir perte de matière et la dégradation de la protection biologique doit être inférieure à 20%, -maintien de la sous-criticité d'un colis isolé et d'un réseau de colis, avec ou sans eau en toutes situations (routine, normales et accidentelles) Divers types d'emballage ont été conçus pour transporter la poudre d'oxydes, les aiguilles, les assemblages. Le bilan actuel, ont été transportés : -plus de 70 tonnes de Pu . -plus de 1000 assemblages de MOX; -200 transports contenant du Pu sont réalisés par an. COMMENTAIRE
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Didier Lallemand La
loi du 25 juillet 1980 (voir la gazette 53) soumet à autorisation
préalable les personnes physiques ou morales exerçant des
activités d'importation, exportation, élaboration, transfert,
utilisation et transport des matières nucléaire : uranium,
deutérium, thorium, tritium, lithium enrichi en isotope 6, plutonium.
Olivier Caron Les enjeux de ces accords sont la gestion des
stocks de matières fissiles déclarées inutiles aux
besoins de défense des États-Unis et des pays de l'ex-URSS.
COMMENTAIRE
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La participation française au sauvetage de l'industrie russe n'est pas philanthropique ni altruiste. De fait si un autre accident se produit, l'industrie nucléaire sera frappée de plein fouet : c'est donc très intéressé. Et de toute façon il y a aussi à la clé des possibilités de développement industriel d'où des contrats d'où de l'argent.... La reprise des cuves plutonifères du laboratoire de chimie du plutonium du centre CEA de Fontenay aux Roses. Pierre Maynardier Le laboratoire de chimie
du Pu a fonctionné de 1961 à 1995, date du transfert des
activités à Marcoule.
COMMENTAIRE
J. Streatfield C'est le site de déchets
équivalent à celui de la Manche. Il a été entreposé
comme sur le site Manche des produits qu'il faut reprendre.
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Pour récupérer
à Drigg et entreposer à Sellafield 3 autorisations sont requises
:
-permis de construire Selon la loi de 1990 " les exploitants désireux de construire une nouvelle installation doivent être en possession d'un permis de construire délivré par une autorité d'aménagement locale (...) Dans le cas où elle donne son accord, celui-ci peut être assorti de certaines conditions (...) Par exemple, en 1989 (...). L'une des conditions était que BNFL reprennent tous les déchets plutonigènes du site de Drigg au plus tard 3 ans après la mise en exploitation du stockage. Cette échéance a été repoussée à 2 reprises, et la date d'enlèvement (..) est maintenant fixée à fin 2006." -autorisation d'élimination des déchets radioactifs et de rejets d'effluents radioactifs Ce sont des dispositions récentes (1993 puis 1995 et 1996 (transposition de la directive EURATOM 96/29)). Le site de Drigg a les autorisations suivantes : "-le stockage de déchets radioactifs solides de faible activité (alpha < 4 GBq/t, bêta < 12 GBq/t) dans des casemates en béton et le rejet d'eau de lixiviation contaminée à partir de tranchées de stockage préexistantes vers la Mer d'Irlande par une tuyauterie; -le rejet de poussières, d'aérosols et de gaz radioactifs dans l'atmosphère; -l'évacuation de déchets de faible activité vers le site de Sellafield; -l'évacuation de déchets plutonifères vers le site de Sellafield." -autorisation d'exploitation Elle concerne la sécurité du personnel et du public dont les employeurs sont responsables selon la législation britannique (1974). La reprise des fûts est difficile car d'une part leur poids varie entre 50 kg et plus de 9t et d'autre part la teneur en matières fissiles et radioactives est inconnue. Dans ces conditions on commence par caractériser le colis avant son transfert. La conclusion est qu'il reste encore 5 soutes datant des années 50 à vider et qu'il sera difficile de tenir le délai de 2006 pour l'achèvement des opérations. COMMENTAIRE
Fabrication de crayons MOX en vue du stockage direct pour l'élimination des surplus de plutonium Michael Sailer et Christian Küppers L'analyse porte sur la possibilité
de fabriquer des crayons de stockage MOX. Les étapes seraient les
suivantes:
Prise en compte du plutonium dans les études de stockage en formation géologique profonde Jean-Michel Hoorelbeke Objectifs et contexte des
études
(suite)
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suite:
-relâchement et migration du Pu *solubilité : le Pu est peu soluble mais dans des conditions particulières ce concept devient faux: En phase aqueuse oxydante, sa solubilité est plus élevée. En présence de ciment, le pH devient élevé et la solubilité semble croître significativement. Si on stocke des MOX il faut aussi considérer les actinides et les produits de fission emprisonnés dans les pastilles. -risque de criticité En cours de remplissage, il faut une géométrie adéquate. A plus long terme, il faut étudier l'effondrement des alvéoles, l'affaissement dans les colis, la possibilité de migration du Pu. -réversibilité en cours de définition En conclusion "la quantité de plutonium stocké dimensionne l'emprise en souterrain des installations, pour maintenir l'échauffement à des niveaux acceptables." COMMENTAIRE
L'industrie du plutonium : de l'effritement d'un mythe à l'urgence d'une reconversion Mycle Schneider et Xavier Coeytaux Cet article explique la
genèse du programme nucléaire français. "La séparation
industrielle du Pu a commencé à partir de 1958 dans UP1 à
Marcoule et à grande échelle en 1966 avec le démarrage
de l'usine UP2 à la Hague financée moitié/moitié
par les budgets civils et militaire du CEA."
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