Gazette Nucléaire

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G@zette N°211/212

Des Chiffres et de leur interprétation,
ou comment re-traiter la communication des oligarchies AREVA et EDF
Grégory Grisel
André Guillemette
29 décembre 2003

          En matière de débat sur l'énergie nucléaire et ses à-côtés, nous sommes particulièrement gâtés par un matraquage systématique :
     - 80 % de notre consommation d'énergie est d'origine nucléaire
     - les combustibles usés sont recyclés à 97 %
     - les déchets engendrés par le retraitement des combustibles étrangers sont retournés intégralement à leur pays d'origine
     - le volume de déchets engendré par le retraitement est 5 fois inférieur à celui engendré par le stockage en l'état
     - l'impact des usines de retraitement est nul
     Quel que soit le sujet abordé par les représentants d'AREVA, d'EDF ou leurs nombreux laudateurs, en tous lieux et sur tous supports, nous avons droit à tout ou partie de ces raccourcis simplistes et mystificateurs.
     Nous nous proposons de revenir point par point sur ces affirmations.
     Avertissement
     Ce texte fut d'abord écrit sur la base d'une réflexion des membres de l'antenne ACRO Nord-Cotentin en observant l'engouement unanimiste des structures représentatives du Nord-Cotentin pour exiger de toute urgence la construction d'un réacteur type “ EPR ” à Flamanville ; nous voulions recadrer la construction de ce 59ème réacteur dans les besoins énergétiques français.
     En regard des publicités Cogéma et EDF diffusées en abondance, nous avons confronté les affirmations exploitants sur le retraitement, ses volumes et son impact avec quelques informations publiques disponibles.
     Nous remercions Pierre Barbey, David Boilley, Ghislain Quétel, Yves Marignac, Mycle Schneider, Monique Sené et Jean-Claude Zerbib pour leur contribution et les nombreuses relectures. Article I
80 % de notre consommation d'énergie est d'origine nucléaire      80 = 28 … voire 17
     I.1 - D'accord, même AREVA et EDF n'osent plus faire aussi fort, elles disent maintenant 80 % de notre électricité est d'origine nucléaire, mais leurs supporters ne s'embarrassent pas de cette “ nuance ” :
     “Le fait que nous produisions 80% de notre énergie à l'aide de centrales nucléaires est à l'origine de notre indépendance énergétique et de notre prospérité.”
     Le thuriféraire de service n'est pas n'importe quel anonyme de la France d'en bas, c'est M. Claude Allégre, ci-devant ministre de l'éducation nationale et scientifique reconnu par ses pairs … en géologie (l'Express N° 2730, semaine du 30 octobre au 5 novembre 2003)
     Selon les publications du CEA (CEA 2001), la consommation totale d'énergie en France en 2000 a été de 257,6 Mtep (millions de tonnes équivalent pétrole), dont 94,9 Mtep en électricité. Sur ces 94,9 Mtep, 76,4 % sont d'origine nucléaire (CEA 2001), la part réelle du nucléaire est de 72,5 Mtep (94,9 * 76,4 %) dans notre consommation d'électricité.
     La part du nucléaire dans le bilan consommation d'énergie française est donc de 28,14 % (72,5 x 100 / 257,6) et non de 80% comme l'affirme M. Allègre.

Source : Mémento sur l'énergie
Energy data book, CEA, Edition 2001
Part des différentes énergies françaises en 2000

Lors du récent débat sur l'énergie organisé par le gouvernement français, l'association Global Chance partant des mêmes consommations que (CEA 2001) mais prenant en compte toutes les données comptables (rendements, consommation d'auxiliaires, …) ramène cette contribution de l'énergie nucléaire à 17 % (Global Chance 2003).

(suite)

suite:
      NB: les mines d'uranium françaises sont fermées, considérées comme non rentables par rapport aux gisements étrangers (Afrique, Canada, Australie). La notion “d'indépendance” avec un approvisionnement en matière première exclusivement externe est peut-être une notion discutable?
     I.2 - Par ailleurs, on oublie systématiquement de nous préciser que pour 395 TWh (TWh = 1.000 milliards de watt par heure) produits par nos 58 réacteurs en 2000, 69,4 TWh (17,6 %) ont été exportés (Italie, Allemagne, Grande Bretagne, …), soit la production de 10 réacteurs sur les 58. Nous avons donc actuellement une surcapacité de 10 réacteurs nucléaires, 2,5 pour l'Italie, 2,5 pour l'Allemagne 2,5 pour la Grande Bretagne et 2,5 pour la Suisse, l'Espagne et la Belgique. Par ailleurs sur les 48 dédiés à l'utilisation hexagonale, 4 centrales servent uniquement à l'enrichissement du combustible (Tricastin), combustible qui là encore n'est pas réservé au seul usage hexagonal : Tricastin fabrique plus du tiers de la production mondiale, l'équivalent du chargement de 100 réacteurs, soit encore presque 2 réacteurs dédiés à l'exportation.
     Ainsi, 12 réacteurs sur 58 soit 20,7 % du parc nucléaire français sont utilisés à d'autres fins que les seuls besoins énergétiques des français.
     Le fait d'exporter massivement de l'électricité, autorisation donnée formellement à EDF par le gouvernement de Michel Rocard, est une manière de contourner la loi de décembre 1991 (voir Article III) car l'ensemble des déchets, qui devraient être considérés comme des déchets provenant de l'étranger, restent ainsi sur le territoire français (avec les rejets et les démantèlements associés en prime).

A partir d'autres données EDF, il est possible d'évaluer rapidement la surcapacité du parc actuel de réacteurs:
La pointe historique de consommation journalière en France est de 80 GWe (GWe = milliard de watt électriques) pour une capacité installée de l'ordre de 115 GWe dont 92 GWe d'origine nucléaire.
Même en considérant une réserve de sécurité de 20 % (on calcule plutôt avec 15 % sur un grand réseau), le besoin maximal est de 96 GWe, il reste quelques 19 GWe en surcapacité. Ce qui donne toujours de l'ordre de 12 réacteurs en surcapacité du besoin maximum extrême français (58 x 19 / 92).

I.3 - Dans ses mémentos sur l'énergie le CEA donne les scénarios prévisionnels de demande énergétique en France jusqu'en 2020, établis par le Commissariat général au plan (Énergie 2010 – 2020).
Nous prenons ci-après les graphiques des scénarios de consommation extrêmes de pétrole et d'électricité, le graphique 1 représente l'hypothèse de consommations maximales dite scénario n° 1, “ société de marché ”, le graphique n° 2 représente l'hypothèse de consommations minimales dite scénario n° 2, “ état protecteur de l'environnement ”.

Graphique n°1 Dans cette hypothèse maximaliste, seule la consommation de pétrole continue à progresser, la consommation d'électricité reste stable.

Graphique n° 2 Dans cette hypothèse minimaliste, les deux consommations, pétrole et électricité restent stables dans les 20 prochaines années, et seront identiques à celles d'aujourd'hui.

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En complément d'information:

production EDF depuis 1970 électricité nucléaire et exportation

     I.4 - Quel que soit le scénario de consommation envisagé par nos prévisionnistes notre consommation d'électricité devrait rester stable durant les 20 prochaines années. Et contrairement au discours convenu sur la réduction de l'effet de serre grâce au nucléaire dans les prochaines années, nos prévisionnistes envisagent une stabilité de la consommation d'électricité et une progression de notre consommation de pétrole dans l'hypothèse maximaliste, ce qui est antinomique de la volonté affichée de réduction des gaz à effet de serre.
     Alors que nous sommes en surcapacité de 12 réacteurs, que les 58 actuels ont une durée minimale d'activité prévue de 40 ans (60 ans - espérés - pour les mêmes réacteurs nucléaires aux États-Unis), soit un premier besoin de remplacement en 2017 au plus tôt, le complexe AREVA-EDF et ses zélateurs veulent nous imposer la commande de toute urgence de leur dernier gadget à 3 milliards d'euros pièce : “ l'eupéère ”, aussi désigné par les initiés par le sigle EPR pour European Pressurised Reactor.
     Même M. Allègre dans l'article précité trouve que le bouchon est poussé trop loin.

Article II
Les combustibles usés sont recyclés à 97 %

97 = 4,1 au mieux … 1,65 au pire sur l'ensemble du programme nucléaire civil, disons-le tout net : retraitement, il est urgent d'attendre
Dans la vulgate AREVA, 97 % des combustibles usés seraient recyclés par le retraitement, 1 % sous forme de plutonium et 96 % sous forme d'uranium

     II.1 - 1 % de plutonium
     Le plutonium extrait des combustibles irradiés est réutilisé sous forme de combustibles MOX (combustible mixte plutonium 239 + uranium 238).
     Le 1 % de plutonium dans les combustibles standards est en données plus fines 0,97 % pour un combustible REP ayant un taux de combustion de 33.000 MWj/t et 0,26 % pour un combustible UNGG ayant un taux de combustion de 4 000 MWj/t.
     Sachant que 20.000t de combustibles UNGG et 7.170 t de combustibles REP ont été retraités fin 2000, nous calculons ci-après le bilan de l'utilisation du plutonium extrait des combustibles EDF:

Production de plutonium cumulée en l'an 2000:
- origine UNGG: 20.000 x 0,26 % = 52 t
- origine REP: 7.170 x 0,97 % = 69,6 t
total 121,6 t

Consommation de plutonium cumulée en l'an 2000:
- combustibles MOX   55 t
- Super Phénix            15,6 t
- Phénix                        9 t
    total                        79,6 t

Le taux de réutilisation du plutonium “ civil ” dans les combustibles cumulés depuis plus de 40 ans serait donc de 0,65 % (1 % x 79,6 / 121,6) et non de 1 % comme annoncé par COGEMA.

(suite)

suite:

Le Service d'information sur l'énergie WISE-Paris dans son étude “ Recyclage des matières nucléaires” , à partir de références officielles différentes arrêtées au 31 décembre 1998, tenant compte des pertes dans les déchets et dans les rejets d'effluents, et de la consommation de plutonium au titre de la version militaire de la filière UNGG donne “un taux de recyclage du plutonium séparé français de l'ordre de seulement 49,6 % du Pu séparé”.
En prenant en compte les combustibles non retraités, WISE estime le taux de recyclage réel du plutonium à 20 % du Pu total.

II.2 - 96 % d'uranium
Paradoxalement, malgré ce chiffre majeur dans l'argumentaire des partisans du retraitement, peu d'informations sont disponibles sur la réalité actuelle de la réutilisation de cet uranium issu du retraitement (URT).

     Rappel de données de base :
     L'uranium naturel extrait du minerai est constitué à 99,27 % d'uranium 238 (fertile et non fissile) et de 0,71 % d'uranium 235 , seul susceptible de produire de l'énergie par fission. L'enrichissement permet d'obtenir un combustible UO2 (oxyde d'uranium) dont la teneur en isotope 235 est portée entre 3,5 et 4 %. Pendant le séjour du combustible dans le réacteur, du plutonium 239 (fissile) se forme à partir de l'uranium 238. Le plutonium est séparé lors de l'opération de retraitement et peut servir à fabriquer du combustible MOX …
     L'uranium récupéré au cours du retraitement est encore légèrement plus riche que l'uranium naturel (environ 1 %), il pourrait être à nouveau enrichi à plus de 3 % et suivre une voie analogue à celle du combustible ordinaire.
     Toutefois il se crée dans le réacteur, à partir de l'uranium 235, des isotopes de l'uranium, les uraniums 234 et 236 (artificiels, signant un passage en réacteur) poisons neutroniques. L'emploi éventuel de l'uranium issu du retraitement nécessite un sur-enrichissement d'environ 0,4 % par rapport aux combustibles standards, ce qui réduit considérablement l'intérêt du recyclage. La présence d'impuretés radioactives interdit son recyclage dans les usines d'Eurodif.

     II.2.1- Nous pouvons estimer les quantités issues du retraitement dans les deux filières :
     La filière UNGG aura produit: 20.000 x 0,9925 = 19.850 t d'URT
     La filière REP aura produit: 7.170 x 0,9550 = 6.847 t d'URT
     Les 19.850 t d'URT issus des combustibles UNGG sont encore plus pauvres en uranium 235 que l'uranium naturel (moins de 0,3 % pour 0,7 % dans l'uranium naturel), ils ne présentent aucun intérêt économique et sont à classer dans la catégorie déchets ultimes.
     L'URT issu des combustibles REP a un taux résiduel en uranium 235 de 1,1 %, il doit être réenrichi à 3,7 % pour être réutilisable en combustible REP. Les 6847 t à 1,1 % pourraient donc donner au maximum 920 t à 3,7 % réutilisables et 5927 t sous forme de déchets ultimes d'UO2 à 0,3 %.

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Le bilan potentiel de réutilisation de l'URT est de 920 t pour un total initial de 26.697 t (UNGG + REP), soit un taux potentiel de réutilisation de 3,45 % (920 x 100 / 26.697). Le bilan réel du recyclage de l'URT est de 4,2 % et non de 96 %.
Il ne faut surtout pas oublier de considérer les 25.777 t d'URT à 0,3 % d'235U non réutilisables et les reclasser dans la catégorie déchets, détail toujours omis dans les comparaisons des filières retraitement et stockage en l'état (voir Article IV).

     II.2.2 - En réalité, les 6847 t d'URT issues des combustibles REP, n'ont subi jusqu'à présent aucun enrichissement en France, seul un contrat passé avec la Russie et portant sur l'enrichissement de 2.000 t d'URT a été réalisé.
     NB: Nous ne connaissons pas le contenu des contrats avec la Russie, les fabricants de combustibles français doivent hésiter à polluer leurs installations de fabrication avec de l'URT. Il est donc probable que la Russie nous fournisse directement les combustibles réenrichis à base d'URT ou des combustibles à base d'U naturel (en troc).
     La méthode d'enrichissement utilisée à Tricastin est la diffusion gazeuse, passage progressif de l'hexafluorure d'uranium (UF₆) à travers de multiples barrières, les molécules d'hexafluorure d'²³⁵U plus légères que celles d'²³⁸U traversent un peu plus rapidement ces barrières, opération répétée 1.400 fois pour obtenir un combustible enrichi à 3,7 %.
     Un autre procédé d'enrichissement de l'uranium utilisé à moins grande échelle est celui de l'ultracentrifugation (groupe Urenco, Allemagne, Pays-Bas, Grande-Bretagne).
     Un projet de réalisation d'une petite unité d'enrichissement de l'URT par ultracentrifugation a été étudié en France13 mais il a été abandonné en 1996, la réalité économique en faveur de l'uranium naturel étant trop évidente à moyen terme.

     Le gouvernement envisage de remplacer l'usine de diffusion gazeuse d'Eurodif à Tricastin par une usine d'ultracentifugation de l'hexafluorure d'uranium naturel qui ne nécessiterait qu'une tranche de réacteur pour son approvisionnement électrique (contre 4 réacteurs actuellement).
     Anne Lauvergeon, PDG d'AREVA, vient d'annoncer l'investissement de 3 milliards d'euros entre 2007 et 2016 pour la construction de cette nouvelle usine en partenariat avec le groupe Urenco. La nouvelle usine devrait être opérationnelle en 2007 et l'usine actuelle devrait fermer en 2012.
     Deux procédés d'enrichissement sont actuellement disponibles la diffusion gazeuse et l'ultracentrifugation, un troisième procédé est en cours de développement industriel: la séparation par rayonnement laser, mais officiellement, le problème de prolifération est tel qu'il est peu probable qu'il soit développé. Les consommations en énergie des différents procédés par unité de séparation (UTS) sont de 2.400 kWh / UTS pour la diffusion gazeuse et de 100 kWh / UTS pour l'ultracentrifugation et la séparation laser.
     Le besoin du futur Eurodif par ultracentrifugation sera donc de “ 0,18 réacteur ”, soit 2/10 environ de la production d'un réacteur nucléaire.
     Encore 3,8 réacteurs disponibles pour l'exportation soit un total de 14 réacteurs pour nos voisins à l'échéance 2010. On comprend mieux pourquoi les allemands, les anglais et les italiens n'ont pas besoin de d'investir dans le nucléaire … chez eux.
L'EPR tant souhaité par certains serait notre quinzième réacteur dédié à l'exportation.

(suite)

suite:
II.2.3 - Il n'y aurait aujourd'hui que 268 t d'URT réenrichis à 3,7 %, le bilan recyclage passerait à 1 % (268 * 100 / 26.697)
Le recyclage de l'URT n'est pas effectué à grande échelle, seuls 2 réacteurs de Cruas l'utilisent à titre expérimental . Ces 2 réacteurs ont brûlé partiellement ce qui a été enrichi en Russie, l'expérimentation ayant été interrompue.

Pour WISE-Paris “ le taux de recyclage de l'uranium en provenance uniquement du retraitement des combustibles français est quant à lui en dessous de 10 % ”.
“ En considérant l'ensemble des combustibles déchargés par le parc nucléaire français, le taux de recyclage global de l'uranium est de l'ordre de 5 % ”.

     II.3 - L'argument du recyclage à 97 % de la matière des combustibles irradiés date de la période où nos édiles croyaient à l'énergie éternelle avec Super Phénix et aux avions renifleurs, découvreurs de nouveaux gisements de pétrole. Intellectuellement, il était justifiable sur les combustibles UO₂ des REP : récupération de 1 % de plutonium 239 fissile, récupération de 1 % du reliquat d'uranium 235 fissile et récupération des 95 % d'uranium 238 fertile, transformable par absorption neutronique en plutonium 239 après de multiples passages dans les surgénérateurs de type Phénix.
     NB: Si l'on ne prend en compte que la filière REP comme le font les exploitants, le taux maximal de recyclage de l'URT serait de 6,34 % (920 x 100 / 14.514) au lieu des 96 % annoncés.
     Si l'on considère la masse des combustibles irradiés initiaux des filières UNGG et REP, le recyclage porte au maximum sur 0,65 % de la masse initiale des combustibles retraités pour le plutonium 239 et de 3,45 % de la masse pour de l'UO2 de retraitement enrichi à 3,7 %. En l'état de l'URT actuel, ce dernier chiffre tombe à 1 %.
     Le bilan réel du recyclage de la filière retraitement est de 4,1 % au mieux … 1,65 % en l'état actuel.

     Selon notre évaluation (voir § B.c en annexe) le programme nucléaire civil a déjà engendré de l'ordre de 160.000 t d'uranium appauvri (180.000 t avec les données WISE dans l'étude réf. 21, auquels s'ajoute l'U appauvri de la filière militaire, ce qui multiplierait ces quantités par des facteurs variant de 2 à 3) dont la réutilisation, après l'abandon de la filière Phénix, est renvoyée aux calendes, les 26.000 t d'uranium appauvri et neutrophage de l'URT ne sont pas jugés récupérables :
     La Cogema et le CEA viennent d'abandonner la R&D de la technologie de séparation laser qui seule aurait permis d'extraire sélectivement l'²³⁵U: les choix de stratégie industrielle montrent que les exploitants sont en totale contradiction avec leur discours sur la possibilité de recyclage de l'URT.
     Comme le mythe de l'Icare renifleur, le mythe Phénix du plutonium 239 renaissant éternellement des cendres d'uranium 238 s'est brisé sur l'autel des réalités technologiques et financières après la filière UNGG et le paquebot France et un peu avant le Concorde. L'uranium appauvri issu du retraitement est un déchet ultime.
a     ) Le “moxage” de 20 réacteurs absorbe 148 t de MOX, soit 138 t d'U appauvri par an, alors que l'usine de Tricastin libère chaque année environ 13.500 t d'U appauvri, le stock est loin d'être épuisé.

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Article III      Les déchets engendrés par le retraitement des combustibles étrangers sont retournés intégralement à leur pays d'origine
Mensonge par omission, seuls les déchets vitrifiés, dits déchets C, font l'objet d'un début de retour. Les déchets B et A qui ne présentent eux aucun délai technique de retour n'ont à ce jour fait l'objet d'aucun renvoi
     III.1 - L'obligation de retour des déchets issus du retraitement des combustibles étrangers est fixée par l'article 3 de la loi sur les déchets radioactifs (Loi n° 91-1381 du 30 décembre 1991)
     Art 3 – Le stockage en France de déchets radioactifs importés, même si leur retraitement a été effectué sur le territoire national, est interdit au-delà des délais techniques imposés par le retraitement.
     On distingue trois catégories de déchets radioactifs :
     Catégorie A - Déchets à vie courte (période moins de 30 ans) de faible et moyenne activité
     - Radioactivité comparable à la radioactivité naturelle d'ici 300 ans
     - Rayonnement “ bêta ” et “ gamma ”
     Catégorie B - Déchets à vie longue (plusieurs dizaines de milliers d'années) de faible et moyenne    activité
     - Rayonnement “ alpha ”, “ bêta ” et “ gamma ”
     Catégorie C - Déchets à haute activité et dégagement de chaleur pendant plusieurs centaines d'années
     - Rayonnement “ alpha ”, “ bêta ” et “ gamma ”

     III.2 - Lors de la réunion de CSPI de septembre 1994 M. Ricaud, directeur de la branche retraitement, nous affirmait que les autorités de sûreté des différents pays avec lesquels nous avions des contrats de retraitement avaient validé pour la plupart les procédures d'acceptation des conditionnements des différents types de déchets (A, B et C), ou allaient les valider à court terme pour les autres. Voir § A de l'annexe sur l'état des approbations au 1er janvier 1994.
     Nous étions en 1994, dix ans après, seuls les déchets C, ceux qui posent techniquement le plus de problèmes (dégagement de chaleur, fortement irradiants), font l'objet d'un retour au pays d'origine. Les déchets A et B, moins problématiques mais très volumineux, sont toujours sur les sites Andra ou à Cogéma la Hague en totale contradiction avec la loi de décembre 1991.
     Comme le note le rapport n° 2257 de l'Office parlementaire aucun déchet A, ni aucun déchet B n'avait été réexpédié en l'an 2000 (pages 92 à 103 de la référence 38). Cogéma répondant que leur retour s'effectuera “ après ” le retour des résidus vitrifiés. Lors de la réunion du 18 décembre 2003 de la CSPI, M. Alexandre, directeur adjoint de Cogéma la Hague a déclaré que les coques et embouts seraient retournés à partir de 2007 - 2008. Les coques et embouts ne sont qu'une partie des déchets B .
     Pour des colis sensés ne pas poser de problème dès 1994, les “ négociations ” sur les conditions de retour sont un peu longues.
     Selon M. Ricaud, dans les documents fournis lors de cette même réunion, les volumes des déchets en l'an 2000 allaient être respectivement : déchets A 1,4 m³ /t d'U, déchets B 0,35 m³ /t d'U, déchets C 0,115 m³ t/ d'U.
     Les données prises pour les volumes de déchets B et C dans les documents CEA et Cogéma en 2003 sont exactement les mêmes qu'en 1994 (voir § B de l'annexe), nous prenons comme hypothèse que les réductions de volumes attendus sur les déchets A ont été acquises (passage de 4,5 en 1990 à 1,4 m³ /t d'U en 2000).

(suite)

suite:
     NB: Nous émettons de fortes réserves sur la réalité d'une telle réduction de volumes. En 1981 le groupe Castaing travaillait sur la base prévisionnelle de 4,5 m3 /t d'U sur les futures usines pour 20 m3 /an initiaux de déchets A. Selon le CEA (page 43 de la référence) le retraitement donnerait 100 volumes de déchets A pour un volume de déchets C, soit 11,5 m3 /t d'U de déchets A et non 1,4 m3 /t d'U comme annoncé par M. Ricaud … en 1994. Il n'y a pas eu d'examen critique de ces informations prévisionnelles de Cogéma datant de 1992 et reprises aujourd'hui sans justifications par le CEA et Cogéma.
      A partir des données Cogéma 1994, nous pouvons estimer le volume de déchets imputables au retraitement des combustibles étrangers dans chaque catégorie.
     Estimation des déchets étrangers fin 2002 (d'après 6):
Déchets A :    1,4 x 9565 = 13.391 m³
Déchets B :   0,35 x 9565 = 3.348 m³
Déchets C : 0,115 x 9565 = 11/00 m³
     Question: Que vaut une loi respectée au maximum à 6,7 % ?? (1.100 x 100 /17.839)

Article IV

     Le volume de déchets engendrés par le retraitement est inférieur d'un facteur 5 au volume de déchets engendrés par le stockage en l'état
     Affirmation fallacieuse: l'uranium 238 confiné dans les combustibles stockés en l'état est omis dans le bilan des déchets ultimes engendrés par le retraitement et les surconteneurs des déchets vitrifiés pour stockage ultime sont “ oubliés ”.
     Nous reproduisons ci-dessous (graphique n° 3) le comparatif des déchets ultimes entre les 2 solutions retraitement et stockage en l'état publiés par la Cogéma et le CEA9

Graphique n° 3
Version Cogéma et CEA des déchets ultimes en 2002
(reprise d'un graphique publié par Cogéma en 1994, mais avec une erreur pour le stockage en l'état : 2 m3 /t d'U en 2002 au lieu de 1,5 m3 /t d'U en 1994)

     IV.1 - L'exploitant et son actionnaire principal ne sont pas sans ignorer que cette présentation est biaisée. Lors de la réunion de CSPI du 12 septembre 1994, M. Ricaud directeur de la branche retraitement de Cogéma reconnaissait la non prise en compte, dans l'option du stockage ultime, d'un surconteneur dans l'évaluation du volume des déchets vitrifiés. Surconteneur qui affecterait le volume final d'un facteur 3,75 minimal comme celui de la solution suédoise du stockage en l'état servant (et servant encore aujourd'hui) de comparaison.
     M. Ricaud lors de cette même réunion ignorait superbement la destination finale de l'URT : “remis à disposition des électriciens”, il était éternellement recyclé dans la filière MOX.
     L'URT à 0,3 % d'U-235 est composé majoritairement d'U-238 mais aussi d'U-236, d'U-234 et d'U-232, tous ces isotopes de l'uranium sont émetteurs alpha et ont des produits de filiation très irradiants. Son conditionnement et son stockage doivent être considérés dans la classe des déchets de catégorie B (voir Article III).

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La comparaison effectuée sur le graphique n° 3 est aussi biaisée par la non prise en compte des volumes de déchets A et B nettement inférieurs dans la solution stockage en l'état, elle omet le Pu et l'URT s'ils ne sont pas recyclés et surtout le combustible MOX irradié qui, quoi qu'en dise AREVA sur son possible recyclage (sans demander à l'exploitant EDF ce qu'il en pense), finit bien par être un déchet ultime lui aussi.

IV.2 - Nous avons vu précédemment (Article II) que les résidus d'uranium à 0,3 % d'U-235 issus de l'hypothèse retraitement constituaient dans le cas le plus favorable (retraitement intégral des combustibles REP) une réalité oubliée, représentant la bagatelle de 90 % (en masse ) des combustibles initiaux. Nous reprenons sur le Graphique n° 4 ces 90 % des combustibles initiaux et nous les replaçons dans les 3 colonnes des différentes étapes de la solution retraitement où elles ont malencontreusement été omises, cela nous donne un comparatif plus exhaustif et avec moins de “ pertes en ligne ”.

Graphique n° 4
Version tenant compte de l'URT à 0,3 % Contrairement à la publicité Cogéma, le retraitement ne réduit pas les volumes d'un facteur 5, mais les augmentent sensiblement par rapport à la solution de stockage en l'état.
Les combustibles irradiés stockés en l'état contiennent les mêmes 96 % d'uranium dits recyclables que les stocks d'URT entassés à Pierrelatte après retraitement. Le retraitement après 50 ou 60 ans de stockage en piscine serait plus approprié, s'il ne réduit que d'un facteur 4 les césiums strontiums, de nombreux radionucléides à période plus courte mais qui posent problème pour une bonne séparation chimique et par leurs rejets sous forme d'effluents, auraient pratiquement disparu. Cette génération est contaminée actuellement sans justification pertinente.

Article V
L'impact des usines de retraitement est nul
Langage incorrect, nul = différent de 0

     V.1 La Hague : Danger zéro?
     Le groupe Cogéma a investi 23 millions de francs pour tenter de faire croire au public que ses rejets radioactifs dans l'environnement étaient sans danger sur la santé. Pourtant les études officielles retenues par la communauté scientifique internationale montrent que le doute persiste quant à l'impact de tout rejet radioactif.
     Le lancement de la campagne publicitaire sur le zéro impact a été assuré par la présidente du groupe, Anne Lauvergeon, dans une interview qu'elle a donnée au journal Le Monde du 29 octobre 1999 :
     “Nous allons donc lancer un concept nouveau: “le zéro impact sur la santé”, en agissant sur le niveau des rejets de nos activités.
     Pour cela, nous retenons les critères des experts internationaux, en particulier ceux de la CIPR (Commission internationale de protection radiologique). Pour eux, à 30 microsieverts – unité qui mesure les conséquences biologiques sur l'organisme – par personne et par an, il n'y a pas de risque pour la santé. Nous nous engageons donc à ce que les activités de la Hague produisent moins de 30 microsieverts par personne et par an, pour les personnes ayant le maximum d'exposition. ”

(suite)

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Cette argumentation a été reprise dans de nombreux autres documents de la Compagnie et sur son site internet. Interrogée par l'ACRO sur le prétendu seuil d'innocuité sur lequel se base toute l'argumentation de la Cogéma, la CIPR, par l'intermédiaire de son secrétaire scientifique, Jack Valentin, est formelle : “ La CIPR ne prétend pas qu'il n'y a pas risque pour la santé en dessous de 30 microsieverts. Une telle affirmation serait en contradiction avec l'hypothèse de la publication n° 60 et de nombreux autres rapports d'une relation linéaire et sans seuil entre la dose et les effets à faible dose. Mon impression est qu'il y a eu incompréhension de la position de la CIPR.

     Le principe ALARA (aussi faible que raisonnablement possible) est aussi appliqué (sans raison) à la baisse artificielle de l'impact des installations Cogéma sur les populations de référence.
     Aucun relevé de strontium 90 en milieu marin n'est publié par Cogéma. Ce radionucléide est pourtant rejeté en mer en grande quantité et il est considéré comme un des radionucléides artificiels les plus pénalisants pour la santé des populations exposées aux rejets des essais militaires et des installations nucléaires.
     L'impact du carbone 14, rejets marins et gazeux, est sous évalué. Comme pour les autres radionucléides l'autoconsommation des groupes critiques est arbitrairement réduite : le pêcheur de Goury ne consommerait de son poisson qu'un quota de 52 %, ses crustacés sont limités à 54 % … l'agriculteur de Digulleville n'est guère mieux loti : quotas viandes et volailles 40 %, produits laitiers 30 % ….
     Ce qui revient grossièrement à faire baisser l'estimation des doses aux groupes critiques au moins d'un facteur 2, il n'y a pas de petit profit.

V. 2 Dosimétrie des travailleurs, tout est bon pour dégonfler les bilans
Les doses globales de l'établissement de la Hague auraient baissé spectaculairement entre 1985 (ancienne usine UP2-400) et 2001 (nouvelles usines UP2-800 et UP3). Malgré un accroissement du tonnage de combustibles retraités de 400 t/an à 1600 t/an, les groupes de travailleurs exposés ont vu leur exposition globale réduite d'un facteur 37,9 pour les travailleurs Cogéma et 11,3 pour les travailleurs des entreprises sous-traitantes (18,1 pour l'ensemble des travailleurs de la Hague).

     Dose globale ou dose collective :
     Somme des doses individuelles d'une collectivité, groupe de populations ou groupe de travailleurs, exprimée en hommes x millisievert/an (h.mSv/an).
     Sans valeur réglementaire formelle, elle est utilisée depuis 1973 par la CIPR pour évaluer un détriment global sur une population ou un groupe d'individus, à partir du principe de la linéarité sans seuil qui est la base de la radioprotection.(31)
Cette mise en valeur d'une des thèses de Cogéma ne prend pas en compte les limites de la dosimétrie réglementaire (dosimétrie film dite aussi dosimétrie passive) comparée à la dosimétrie opérationnelle (dosimétrie électronique).

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     A titre d'exemples ponctuels
     -Pour les secteurs de l'usine exposés au cobalt 60 seul, la prise en compte des dernières directives de la CIPR ne change pas les évaluations des doses organisme entier. Par contre, pour les secteurs de l'usine exposés aux radionucléides moins énergétiques en rayonnement gamma, les doses organisme entier sont sous évaluées d'un facteur pouvant aller jusqu'à 5 pour les radionucléides autres que ⁶⁰C.
     -Au niveau du débarquement des châteaux la dose neutrons est au moins égale à la dose gamma, elle n'est pas mesurée au-dessous d'un seuil de 0,15 mSv/mois
     Plus globalement, la dosimétrie réglementaire a un seuil à 0,15 mSv/mois. Dans les années 1980 (ancienne usine) une majorité de travailleurs était soumise à des expositions légèrement supérieures au seuil de mesure, cette exposition était donc enregistrée. Aujourd'hui (nouvelles usines), en situation plus propre et conceptuellement moins irradiante, les nombreuses expositions légèrement inférieures au seuil de mesure ne sont pas enregistrées.
     Simulation à titre d'exemple :
     -situation avant 1985, 2.000 travailleurs exposés à 0,15 mSv/mois _ 3 600 h.mSv/an (enregistré)
     -situation aujourd'hui, 2.000 travailleurs exposés à 0,12 mSv/mois _ 2.880 h.mSv/an (non pris en compte)
     Dans le premier cas, les 3.600 h.mSv/an étaient inclus dans le bilan, dans le second cas ils en sont exclus. Dans le premier cas, 8.109 h.mSv en 1985 avec les doses non nulles comptabilisées. Dans le second cas, un bilan 2001 affiché de 446 h.mSv, mais une exclusion de la majorité des doses non nulles qui pourraient aller jusqu'à un ordre de grandeur de 2.500 h.mSv.
     Les bilans affichés: réduction des doses d'un facteurs 18,1 pour l'ensemble des travailleurs de la Hague entre 1985 et 2001 est donc à relativiser, la prise en compte des doses non nulles inférieures au seuil de mesure pourrait ramener ce bilan à un gain de 2,8 (8.109 / 2.946 = 2,75).
     S'il y a un notable progrès, il ne serait pas aussi important que celui affiché par l'exploitant.
     Ces doses exclues sont mesurables par la dosimétrie opérationnelle (non réglementaire) et si l'on veut bien s'en donner la peine par la dosimétrie réglementaire : la technologie actuelle permet d'abaisser le seuil de sensibilité de 0,15 mSv/mois à 0,07 mSv/mois.
P     ratiquement et technologiquement possible mais disgracieux pour les bilans dosimétriques.

     V.3 Populations, contamination injustifiée
     En contradiction avec la lettre et l'esprit de la Directive européenne 96/29 sur les rayonnements ionisants en matière de justification et de limitation des doses pour les pratiques (activités dans le domaine nucléaire), notamment les principes généraux de l'article 6, le retraitement des combustibles irradiés tel qu'il est pratiqué actuellement après seulement 7 à 10 ans de refroidissement des combustibles libère une quantité importante de radionucléides, artificiels pour la plupart.
     Le retour d'expérience en matière d'évaluation des effets sur la santé de la radioactivité artificielle est basée sur l'irradiation massive des survivants de Hiroshima et de Nagasaki.
     L'accident de Tchernobyl et les premières indications sur l'incidence de cet accident fortement contaminant montrent que les équivalences de dose retenues jusqu'à présent de manière expérimentale (laboratoire) ou déductive (affinité sélective dans l'organisme des différents radionucléides et spectre énergétique du radionucléide considéré) sont sous-évaluées ou plus exactement mal connues: effets plus précoces et plus importants de l'iode 131, en particulier chez les enfants et qu'une morbidité accrue est constatée mais mal étudiée.

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     En effet, la conviction d'un certain nombre de défenseurs du nucléaire est que l'atome ne peut être que bénéfique. En conséquence ils refusent de mener des études pouvant à leur avis porter atteinte à cette croyance. Cette attitude est répréhensible : les premières analyses sur les terrains contaminés par l'explosion de Tchernobyl montrent qu'il existe un effet sur la santé, en particulier sur les glandes entraînant diabète et autres manifestations, sur les artères et sur le cœur (vieillissement précoce). Ces études sont difficiles mais doivent être menées. L'IRSN a d'ailleurs lancé un programme d'études sur l'effet de la chronicité des faibles doses : ENVIRHOM.
     En attendant, Tchernobyl devrait inciter à être prudent en matière de relargage massif de radioactivité artificielle, le retraitement immédiat rejette dans l'environnement au moins 74 radionuclèides. A titre d'exemple si l'on attendait un minimum de 300 ans (10 fois la période des radionucléides majeurs Sr-90 et Cs-137), la radioactivité de 40 de ces 74 radionucléides initiaux aurait décru d'un facteur 1.000 et serait à un niveau plus acceptable pour l'homme et son environnement.
     Comme nous l'avons vu précédemment, le retraitement dans les techniques actuelles de réutilisation ne présente qu'un intérêt marginal, bien inférieur aux annonces publicitaires d'AREVA. Le recyclage différé de quelques siècles (s'il s'avérait nécessaire) des combustibles stockés en l'état contiendrait les mêmes produits recyclables mais nettement moins pollués par les radionucléides à vie courte et il respecterait la Loi européenne de … 1996 dans le domaine du “ raisonnablement possible ”.

     Références et annotations
     - André Giraud, administrateur général du CEA, parlant de l'information sur le nucléaire diffusée à l'époque (1971) par la CFDT. Cité par Bernard Laponche dans le livre “ Du nucléaire et des hommes ”, Nicole Legras-Maïon, éd. Le cherche midi, 2003
     - Engouement: En médecine, obstruction d'un conduit ou d'une cavité quelconque par des matières accumulées. Figuré, sentiments favorables et excessifs que l'on conçoit pour quelqu'un ou pour quelque chose. Dictionnaire Littré, édition 1964
     - Mémento sur l'énergie, CEA, édition 2001
     - Les cahiers de Global Chance, Petit mémento énergétique, Eléments pour un débat sur l'énergie en France, janvier 2003
- Revue Générale Nucléaire, n° 1, janvier- février 1995
     - Le cycle du combustible nucléaire, Ministère de l'industrie, La documentation française, 1979
     - Déclaration de M. Ricaud directeur de la branche retraitement Cogéma en réunion de CSPI le 12 septembre 1994, 20.000t de combustibles UNGG retraités à Marcoule et la Hague et 50 t de Pu extraits. Bilan en fin de fonctionnement de cette filière.
     En réalité, 18.576,76 t de combustibles à base d'U naturel ont été retraités à Marcoule38 (page 123 de réf38 ) et 4.893 t de combustibles UNGG retraités à la Hague ( bilan Cogéma 1991). Soit au total 23.496,76 t retraités pour la filière U naturel. Ne connaissant pas la répartition militaire / civil dans cette filière, nous prenons les informations de M. Ricaud en 1994 comme base de travail (20.000 t)
     Concernant les combustibles UNGG, l'étude WISE21 retient selon d'autre références EDF et CEA 11 450 t, dont 5.906 t à Marcoule et 4.895 t à la Hague, le taux de Pu est lui évalué sur la base d'une teneur moyenne de 0,2 %

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     - Rapport environnement 2002, Cogéma, Etablissement de la Hague
     - La Recherche, n° 195, janvier 1988 et n° 226, novembre 1990
     - Le recyclage du Pu dans les REP, document EDF / Cogéma / CEA, mai 1990
     - Dossier de presse Cogéma sur le MOX, Marcoule, 29 avril 1991
     - Revue Générale Nucléaire, n° 4, juillet-août 1991
     - Le Monde, 13 janvier 1989, J.F. Augereau
     - Informations utiles, CEA, édition 2002
     - Le cycle du combustible, CEA, 2002
     - Conseil Supérieur de la Sécurité Nucléaire, Rapport du groupe de travail sur la gestion des combustibles irradiés, décembre 1981 / novembre 1982. Annexe 11, Annexe 20 (1er rapport Castaing). La concentration massique de l'234U de 0,0076 % dans l'U naturel passe à 0,0157 % dans l'U recyclé et pour l'236U, absent dans l'U naturel elle est à 0,476 % dans l'U recyclé
     - Revue générale Nucléaire, n°4, juillet-août 1991
     - Les défis du CEA, mars 1994
     - Sûreté des centrales et des déchets nucléaires, Eléments de débats, Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaires, 2002
     - Extraits d'un article de David Boilley, Les cahiers de l'ACRO, n° 2, L'impact sanitaire des installations nucléaires de la Hague, juin 2001
     - La lettre de la CIPR est publiée dans l'Acronique n° 48, mars 2000
     - Benjamin Dessus, Les Echos, 22 octobre 2003
     - Jean-François Augereau, Les lasers, voie royale semée d'obstacles, Le Monde, 15 septembre 1982
     - Willem de Rulter, La séparation isotopique par laser, La Recherche N° 162, Janvier 1985
     - SILVA, brochure CEA
     - Recyclage des matières nucléaires, Mythes et réalités, WISE-Paris, avril 2000. Ratio URT / URT réenrichi = 7,45, d'après EDF, Délégation aux combustbles, Situation après 2000, non daté
     - Dominique Gallois, Le Monde, 20 mai 2003
     - Strontium 90, Quelques particularités de ce radionucléide dans l'environnement du site de retraitement de la Hague, L'Acronique du nucléaire n° 50, septembre 2000
     - Yves Misery, Augmentation inexpliquée de strontium 90 chez les enfants américains, Le Figaro, 18 novembre 2003
     - Le carbone 14, Influence des rejets de carbone 14 sur l'environnement proche et sur l'environnement lointain (qqs dizaines à qqs centaines de km) du site Cogéma de la Hague, La Gazette nucléaire, n° 209/210 novembre 2003
     - Groupe Radioécologie Nord-Cotentin 2ème mission, Risques pour la santé, Evaluation des risques associés aux rejets chimiques des installations nucléaires du Nord-Cotentin, Volume 2, décembre 2002
     - CFDT Cogéma, Communiqué : Energie nucléaire et développement durable, 5 avril 2002
     - Communication personnelle, 27 octobre 2003
     - Entretien d'Anne Lauvergeon, présidente du directoire du groupe AREVA, Le Monde, 27 novembre 2003
     - Grégoire Biseau, Areva: l'usine qui vaut 3 milliards, Libération, 27 novembre 2003

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     - Dose collective, Indications et contre-indications, Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire, EDP Sciences, février 2002
     - Enquêtes publiques Cogéma la Hague, Le retraitement n'est pas justifié, L'Acronique du nucléaire, n° 49, juin 2000
     - Sellafield et le cap de la Hague, Rapport final de WISE-Paris pour le panel STOA, PE nr.303.110, octobre 2001
     - Inventaire des rejets des installations nucléaires, Volume I, GRNC, juillet 1999
     - Officieusement, devant les difficultés technologiques rencontrées, tant pour la séparation de l'U que du Pu,
cette troisième voie d'enrichissement de l'uranium par laser est abandonnée : la Cogéma a arrêté son financement et le CEA a disloqué les équipes de R&D. Il n'y a plus qu'une veille technologique sur le procédé. Les américains ont aussi abandonné cette voie. Communication de Jean-Claude Zerbib, 7 décembre 2003. Exit SILVA et l'hypothétique réutilisation de l'URT
     - Dans Les Echos du 2 décembre 2003 et dans Le Monde du 5 décembre 2003, François Roussely président du groupe EDF propose de financer l'EPR français avec d'autres exploitants comme l'Enel (électricien public italien) et Edison en Italie et avec les électriciens allemands. Des négociations en ce sens ont été entamées. Invitation à construire en France le réacteur dont les autres ne veulent pas chez eux (italiens, allemands, anglais, …)
     - Bernard Laponche dans le Sciences & Vie hors série “ 2003 – 2100, Le siècle du nucléaire ”, de décembre 2003 indique : “s'il est vrai que l'énergie nucléaire fournit 80 % de son électricité à la France, cela ne représente que 20 % de la totalité de l'énergie primaire consommée. L'essentiel de la demande énergétique est formulé par les transports … Et là, rien n'a été fait. ”
     - Les conséquences des installations de stockage des déchets nucléaires sur la santé publique et l'environnement, Mme Michèle Rivasi, Députée, Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques – Rapport n° 2257, Assemblée Nationale, enregistré le 17 mars 2000
     - Lors de la 15ème conférence des CLI du 10 décembre 2003 sur le thème radioprotection, les médecins d'AREVA et d'EDF interrogés sur la sensibilité des dosifilms ont donné une limite de détection de 0,15 à 0,20 mSv/mois pour AREVA et 0,20 mSv/mois pour EDF. Communication de Pierre Barbey, 11 décembre 2003
     - Pierre Le Hir, Le Monde, 12 décembre 2003
     - Anonyme, 15 décembre 2003
     - EDF a un seuil dosimétrique de 0,20 mSv, les travailleurs en centrales nucléaires sont généralement exposés aux 2 types de rayonnements gamma et neutrons. Prenons l'exemple d'un travailleur exposé à 0,15 mSv / mois en gamma (non enregistré), il aura été exposé en réalité à 0,30 mSv / mois : gamma + neutrons (0,15 * 2), s'il travaille 10 mois par an dans cette ambiance, il aura reçu 3 mSv (limite annuelle 5 mSv) et il sera comptabilisé comme “ dose nulle ” (alors qu'il est à 60 % de la dose limite annuelle)
     - En 1995, la masse de combustibles EDF stockés en piscines à la Hague était de 6340 t (11770 t déchargés, 5430 t retraités). Le flux annuel étant contractuellement de + 350 t/an (1200 t déchargés pour 850 t retraités), le tonnage non retraité en 2000 (ou encore “ stocké en l'état ”) serait de 8090 t.
     - Les déchets nucléaires, Société Française de Physique, Editions de physique, mai 1997 (page 23)

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Sigles ACRO - Association pour le Contrôle de la Radioactivité dans l'Ouest
ALARA - As low as reasonably achievable (aussi bas que raisonnablement possible). Procédure d'optimisation qui vise à obtenir des doses les plus faibles possibles, en tenant compte des facteurs économiques et sociaux.
Andra - Agence nationale de gestion des déchets radioactifs
AREVA - Groupe industriel n° 1 mondial du nucléaire, réunissant les activités de Cogéma, de Framatome et du CEA et dont les actionnaires sont le CEA (78,9 %), l'état (5,2 %), la caisse des dépôts (3,6 %), Erap (3,2 %), EDF (2,5 %), les salariés (1,6 %) et Total ( 1%)
Cogéma - Compagnie générale des matière nucléaires
CIPR - Commission Internationale de Protection Radiologique
CLI – Commission Locale d'Information
CSPI - Commission spéciale d'information près de l'établissement de la Hague
EDF - Electricité de France
EPR - European pressurized water reactor
Eurodif - Société européenne d'enrichissement de l'uranium par diffusion gazeuse, fait partie du groupe AREVA. L'usine d'enrichissement de Tricastin a été mise en service en 1982.
GRNC - Groupe Radioécologie Nord-Cotentin
IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire
MOX - Combustible mixte composé d'un mélange d'oxyde d'uranium appauvri et d'oxyde de plutonium
MWj/t - Mégawatt.jour par tonne, unité exprimant le taux de combustion d'un combustible nucléaire
R&D - Recherche et développement
REP - Réacteur à eau sous pression. Réacteur nucléaire utilisant un combustible à base d'uranium enrichi à environ 4 % et pour une partie (20) des 58 réacteurs de ce type un chargement partiel de combustible MOX
SILVA - Séparation isotopique par laser de la vapeur atomique d'uranium
UNGG - Uranium naturel - graphite - gaz. Première filière industrielle française de réacteurs nucléaires, utilisant un combustible à base d'uranium naturel. Les six réacteurs EDF de cette filière sont tous arrêtés
Urenco - Concurrent d'Eurodif, détenu à parts égales par les néerlandais, les allemands et les britanniques
UTS - Unité de Travail de Séparation
WISE - Word Information Service on Energy

(suite)

suite:
ANNEXE
A - Approbation des spécifications des colis par la France et les pays étrangers

Etat au 1er janvier 1994
(copie du tableau Cogéma “L'expérience de l'industrie du retraitement", CSPI de la Hague du 12 septembre 1994):

B - Retraitement et stockage en l'état
a) Comparaison des différentes données sur les déchets en fin de cycle (exprimées en m³ par tonne d'uranium dans le combustible initial)

     - Conseil Supérieur de la Sûreté Nucléaire, Rapport du groupe de travail sur les recherches et le développement en matière de gestion des déchets radioactifs, octobre 1983 - octobre 1984
     - Note de B. Lenail, Cogéma, Etablissement de la Hague, 2 mai 1991
     - André Guillemette, dossier d'évaluation des déchets de fin de cycle pour l'UFSN CFDT, 5 juin1991
     - M. Ricaud, directeur de la Branche retraitement de Cogéma, CSPI du 12 septembre 1994
     - Conditionnement des déchets nucléaires, Denis Alexandre, Les déchets nucléaires, Société Française de Physique, Les éditions de physique, mai 1997. Données sur déchets en m³/GWé, déchets C: 4, déchets B: 90, déchets A: 120. Ramené au ratio et base déchets C: 0,115 m³ / t d'U
     - Informations utiles, Energy handbook, Edition CEA 2002, page 45 et Rapport environnement 2002, Cogéma-Etablissement de la Hague, page 29. A noter que ces données pour les déchets B et C sont identiques à celles fournies par M. Ricaud en 1994 dans “L'expérience de l'industrie du retraitement”, Cogéma, CSPI du 12 septembre.
     Ces données de septembre 1994 étant elles-mêmes la recopie de “ volume des résidus générés par t d'U dans UP3 ” dans “ Le retour du plutonium au japon ”, Cogéma, 5 octobre 1992
     - Projection d'après informations Andra, page 38 du rapport de l'Office parlementaire38 , ratios pour la période 1998 à 2020 des différents déchets : Déchets C, 1; Déchets B, 10; Déchets A, 50. et hypothèse Cogéma de déchets C = 0,115 m³/t d'U. Ratio 1 à 10 conforté pour les déchets C et B par le CEA en décembre 200340 .

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b) Bilan des déchets A expédiés à SOULAINES par Cogéma la Hague de 1994 à 1998
(d'après page 102 du rapport de l'Office parlementaire38 et le rapport environnement Cogéma)

     Soit une moyenne annuelle de 2,2 m³ /t d'U sur 5 ans contre 1,4 annoncés en 1994
     c) Estimation de l'uranium appauvri nécessité par le programme nucléaire civil jusqu'en 2000
     Reconstitution du stock d'uranium appauvri à partir de "Informations utiles - Edition 2002 - CEA", page 30
     1) Pour les REP, les prévisions actuelles des besoins annuels sont:

     - 1.150 t de combustibles soit 8.900 t d'U naturel (ou encore 7,74 t d'U naturel pour une tonne de combustible) en 2000
     - 1.050 t de combustibles soit 8.000 t d'U naturel (ou encore 7,62 t d'U naturel pour une tonne de combustible) en 2010
      Nous prenons donc pour la suite 7,7 t d'U nat par t de combustible REP = 1 t de combustible REP + 6,7 t d'uranium appauvri. Dans son étude, WISE calcule sur la base de 8,6 t d'U nat pour 1 t de combustible REP.
     2) Sachant que la Hague a retraité 9.600 t de combustibles jusqu'en 2000 et que le stockage en l'état de combustibles REP est estimé à 8.090 t, la "consommation globale" EDF a été de l'ordre de 17.690 t de combustibles REP, qui ont engendré 118.500 t d'uranium appauvri (6,7 x 17690) pour EDF.
     3) Tricastin fournissant 100 réacteurs pour un besoin de 58 réacteurs EDF, le bilan de fonctionnement de Tricastin en fin 2000 est de 204.300 t d'uranium appauvri (118.500 x 100/58), ce chiffre est à comparer au 26.300 t d'URT appauvri que nous avons trouvé par ailleurs.

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