La G@zette Nucléaire sur le Net! 
N°43
LA "FIN" DU CYCLE
VI - L'UTILISATION ET «L'ELIMINATION» DU PLUTONIUM DANS LES RÉACTEURS RAPIDES
comme corrollaire indispensable à une gestion des combustibles irradiés passant par le retraitement

     On a vu que toute la stratégie de gestion des déchets contenus dans les combustibles irradiés qui fait appel au retraitement présente deux points fort critiquables:
     1. production de déchets de faible et moyenne activité, dont une quantité importante contient du plutonium, en raison des pertes de ce produit lors des opérations de retraitement et de fabrication de combustibles mixtes (PuO2 + UO2). Leurs modes d'enrobage, de stockage et de contrôle envisagés actuellement en France (projet de St Priest-la-Prugne) ne sont pas adaptés si la teneur en Pu dépasse une valeur de 1 Ci/m3 (valeur plus élevée que dans les autres pays);
     2. production de verres de haute activité, contenant la quasi totalité de l'activité représentée par les produits de fission et de l'ordre de 1% de plutonium. La tenue de ces verres sur le long terme, au-delà de plusieurs centaines d'années, ne peut être garantie actuellement; mais ceci n'est pas important aux yeux du CEA (42), car il suffit que ces verres tiennent au moins 400 ans, date à laquelle le risque potentiel présenté par ces verres égalera celui présenté par la quantité de minerai d'uranium dont il est issu (43). Notons au passage que si l'argument est exact (sous réserve que les pertes en Pu dans ces verres restent à un niveau très faible), il n'est pas recevable du point de vue de la sûreté, car ce sont les risques résiduels (réels) et non potentiels qu'il faut comparer. Or il est clair qu'à cet égard les risques réels d'un verre déposé artificiellement dans une structure géologique, auxquels il faut ajouter ceux créés au niveau de l'exploitation de la mine d'uranium (par exemple par la contamination des eaux avec les descendants de l'uranium-238, la libération du radon), sont certainement supérieurs à ceux présentés par un minerai d'uranium qui s'est lentement constitué au cours des âges géologiques et auquel on ne toucherait pas.
     Ceci étant, suivons l'argument des partisans du retraitement comme solution efficace à la gestion des déchets. Le fait d'avoir retiré des déchets la quasi-totalité du plutonium ne pourrait être présenté comme une opération bénéficiaire que si l'on trouve un moyen de se débarrasser finalement de ce plutonium. Si l'on se contente de stocker ce plutonium sur des étagères, on ne fait que déplacer le risque potentiel du verre à un autre endroit: le bénéfice à long terme est nul.		      C'est ici que le cycle à neutrons rapides intervient, avec l'idée de "brûler" le plutonium (et aussi les autres transuraniens - moins abondants) extrait des réacteurs à eau légère. Ce scénario, présenté actuellement par les initiateurs des surgénérateurs, est fort bien expliqué par W. Marshall, directeur de l'AECL (le CEA anglais) (43). Cet auteur part de la constatation suivante: les réacteurs à neutrons rapides sont les seuls actuellement à consommer dans le cœur plus de plutonium qu'ils n'en produisent, contrairement à toutes les filières à neutrons lents. Aussi, si l'on fait fonctionner un réacteur rapide sans surgénération (en retirant les couvertures axiales et radiales), on brûlera, par fission, plus de plutonium que l'on n'en formera par capture sur l'U-238 faisant partie du combustible. On pourrait donc, si on le décidait après une période plus ou moins longue d'utilisation d'un parc de surgénérateurs, utiliser ceux-ci sans surgénération pour faire tendre vers zéro le stock de plutonium que l'on aurait sur les bras, tout en continuant d'ailleurs de produire de l'électricité. On résoudrait ainsi les nuisances à long terme résultant de la production de corps à vie longue dans les réacteurs à eau légère, en premier lieu le plutonium.
     Un tel scénario doit être apprécié par rapport à la technologie actuelle à la fois du retraitement et du surgénérateur. A ce stade, trois paramètres sont à prendre en considération, qui détermineront sa faisabilité:
     a) le taux de combustion moyen que l'on peut atteindre dans un réacteur rapide qui fixe le pourcentage de plutonium que l'on peut effectivement «brûler» dans un combustible en un seul cycle,
     b) les pertes de plutonium lors des opérations hors du réacteur rapide (stockage provisoire, retraitement, fabrication de nouveaux combustibles),
     c) le temps "hors pile" que passe le plutonium entre le déchargement du combustible rapide irradié et le rechargement du combustible neuf. Ce paramètre détermine le stock initial de plutonium nécessaire au démarrage d'un parc de surgénérateurs, stock qui doit provenir du retraitement des combustibles oxydes déchargés des réacteurs à eau légère.
     Concernant a), on n'arrive actuellement dans les réacteurs rapides, type Super-Phénix, qu'à des taux moyens de combustion d'environ 70 à 75.000 MWj/t avec des maximums autour de 100.000 MWj/t. Ces chiffres correspondent à une réduction effective du plutonium dans le cœur d'environ 10% au moment où l'on est amené à décharger le combustible. En supposant que l'on n'ait pas surgénéré, on ne réduit donc en un seul cycle que 10% environ les quantités de plutonium présentes dans le cœur.
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     On voit donc que dans un schéma où l'on veut réduire les quantités de Plutonium résultant d'un programme eau légère ou mieux d'un programme surgénérateur, on est amené à effectuer de nombreux recyclages, puisqu'à chacun d'eux seulement 10% du plutonium «disparaît». Notons au passage que cette «disparition» s'accompagne de «l'apparition» de produits de fission, de périodes certes plus courtes que le Pu, mais dont la gestion nécessite néanmoins une surveillance sur plusieurs centaines d'années (voir la discussion ci-dessus concernant les verres).
     Ensuite, à chaque recyclage, et c'est le point b) qui intervient ici, une certaine quantité de Pu est perdue dans des déchets de faible et moyenne activité, lors des opérations de retraitement et de fabrication de combustibles. Ces opérations portant sur des quantités plus importantes de plutonium qu'avec les combustibles eau légère (1% de Pu dans un tel combustible irradié, comparé à environ 15% pour un combustible rapide), on peut raisonnablement espérer que les pertes de Pu seront en pourcentage plus faibles que les 3% que l'on peut estimer (en étant optimiste) lors des opérations portant sur les combustibles. L'expérience industrielle du retraitement de combustibles rapides ayant subi des irradiations de l'ordre de 70.000 MWj/t est entièrement limitée, et il serait hasardeux d'avancer un chiffre précis de pertes. Par contre, les études effectuées à Cadarache, à Karlsruhe, à Belgo-Nucléaire indiquent que la fabrication de combustible au PuO2 s'accompagne déjà de pertes de l'ordre du pour cent (voir annexe 1). D'autre part, on sait qu'il apparaît des problèmes spécifiques lors du reiraitement des combustibles rapides au plutonium: dissolution incomplète dans l'acide nitrique bouillant (l'addition d'acide fluorhydrique est parfois nécessaire) et dépendant de la technique de fabrication du combustible mixte (pastillage ou coprécipitation), formation d'insolubles, problèmes liés à l'utilisation de solvants (TBP) dans le procédé PUREX de séparation en milieux très actifs (taux de combustion élevé, durée de refroidissement préalable en piscine réduite par rapport à ce qui se pratique avec les combustibles eau légère), problèmes liés aux risques de criticité...
     Dans ces conditions, des chiffres de pertes de l'ordre de 1 à 2% lors des opérations hors-cycle portant sur le plutonium extrait d'un réacteur ne semblent pas déraisonnables.		      Si l'on adopte donc un chiffre de 10% de réduction de plutonium dans un parc de réacteurs rapides fonctionnant sans surgénération et un taux de pertes de Pu lors des opération (hors pile) de 1 à 2%, on aboutit à ce que l'utilisation de ce parc en "incinérateur" de plutonium s'accompagne de pertes de plutonium dans divers déchets de 8 à 15% du stock initial que l'on s'est proposé de faire disparaître (ceci suppose que l'on a procédé à un grand nombre de recyclages).
     Mais sur quel stock de plutonium porteraient ces opérations d'incinération?
     Pour cela il faut imaginer, comme le fait le CEA (déclaration de M. Vendryès à A 2 sur le programme surgénérateur, déc. 80) un programme surgénérateur de 10 GW(e) fonctionnant sur lui-même avec le plutonium déchargé (taux de surgénération = 1). Un tel schéma est donné en annexe 2. En supposant, comme le fait l'INFCE, un temps hors pile de deux ans, il faut une charge initiale de 85 tonnes de plutonium pour démarrer ce parc de 10 GW( e). Ceci nécessite le retraitement d'environ 11.000 tonnes de C.I. eau légère conduisant à relâcher dans les déchets environ 2,6 tonnes de Pu (3% de pertes).
     Ensuite, le fonctionnement pendant 20 ans de ce parc aura pour effet de faire circuler 414 tonnes de Pu, conduisant à une perte de 4 à 8 tonnes dans les déchets...
     Enfin, après ces 20 ans, si l'on décide d'en rester là, il faudra incinérer le stock final de Pu, qui est égal à 85 tonnes puisque l'on a supposé une croissance zéro de ce parc (pas de surgénération). L'incinération de ces 85 tonnes de Pu, compte tenu des considérations ci-dessus, entraînera une perte comprise entre 6,8 et 13 tonnes.
     Un tel scénario conduirait donc à des pertes considérables de plutonium dans les déchets: des 85 tonnes extraits d'un programme eau légère, on perdrait finalement entre 16 et 26 tonnes, si l'on cherchait à faire disparaître ces 85 tonnes de Pu. De plus, on a supposé ici que le parc de surgénérateurs était stationnaire. Si l'on envisage une croissance de ce parc grâce à la surgénération, le stock final de Pu que l'on aura à «incinérer» sera plus important que le stock initial.
     En conclusion, un tel concept, compte tenu de l'état actuel de la technologie (taux de combustion maximum, taux de pertes de Pu dans les déchets), nous semble irréaliste du point de vue de la gestion des déchets. On verra cependant que l'idée d'incinération du plutonium dans des réacteurs rapides est toujours présentée comme la solution, ainsi que l'attestent quelques citations que nous reproduisons en encart.
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VII - L'OPTION NON-RETRAITEMENT:
LE STOCKAGE INTERIMAIRE ET LE STOCKAGE DEFINITIF DES COMBUSTIBLES IRRADIES
     Historiquement, le retraitement a eu pour but l'extraction du plutonium. On a toujours considéré comme évident qu'un combustible irradié devait être retraité, même lorsque le but recherché était la production d'électricité et non celle de plutonium. La première raison avancée concernait la stupidité qu'il y aurait à ne pas utiliser ce plutonium, surtout avec la perspective de la filière à neutrons rapides. Puis, on a avancé des raisons de caractère «écologique»: le retraitement permet une meilleure gestion des déchets (limitation des piscines de stockage, réduction des volumes, meilleur conditionnement des déchets). Enfin, on entend maintenant un troisième argument de nature politique, celui-ci: le retraitement évite la prolifération du plutonium (gardé sous forme concentrée, on le surveille mieux, alors qu'il n'en est rien après un certain temps s'il reste contenu dans les combustibles irradiés) (20).
     Néanmoins, comme nous l'avons souligné dans l'introduction, l'option non-retraitement est de plus en plus considérée à l'étranger. Elle a été adoptée aux États-Unis avec la déclaration du Président Carter en 1977 contre le retraitement et la commercialisation des surgénérateurs, au Canada où le combustible irradié issu de la filière à eau lourde CANDU a peu de valeur économique (21). Elle est sérieusement envisagée en RFA, en Suède, en Suisse et même en Grande-Bretagne, soit comme complément aux possibilités limitées de retraitement de COGEMA en France et BNFL en Grande-Bretagne, soit carrément comme alternative éventuelle, un scénario de gestion des déchets étant nécessaire pour des raisons d'ordre juridique. En revanche, cette option n'est pas étudiée sérieusement en France où l'on continue dans les sphères de décision à décrire le non-retraitement comme une solution dangereuse, irresponsable du point de vue de l'environnement (on se référera aux diverses déclarations de responsables politiques comme M. V. Giscard d'Estaing (22), A. Giraud (23)). On a vu plus haut à quoi menait le retraitement si l'on allait jusqu'au bout avec la soi-disant incinération du plutonium!
     Il convient ici de décrire une réalité peu connue en France. D'abord peut-on stocker sur plusieurs décades des combustibles irradiés en piscine, ou à sec?
     L'expérience passée montre que les combustibles oxydes (et non les combustibles métal) résistent à la corrosion de l'eau pendant plusieurs décades, mais nécessitent un contrôle et une maintenance sévères (24, 25). Ceci est dû à l'extraordinaire résistance à l'eau de l'oxyde d'uranium. Des recherches menées en RFA et aux États-Unis montrent que l'on peut augmenter les densités de stockage (jusqu'à 6 tonnes/m2) par empoisonnement neutronique hétérogène (cadmium, hafnium). Les surfaces obérées deviennent alors faibles, 100 m2 environ pendant la durée de vie d'un réacteur de 1.000 MW(e) et négligeables devant la surface des bâtiments d'une usine de retraitement. 		suite:
Bien mieux, la société allemande DWK a commencé à abandonner, en 1980, le stockage sous eau, coûteux en investissement et à effectuer un stockage de longue durée à sec dans des conteneurs spéciaux (26, 27), après un an de stockage en piscine auprès du réacteur (projet CASTOR).
     Les avantages annoncés de ce mode de stockage sont:
     - absence de surveillance (refroidissement par convection naturelle),
     - coût d'investissement faible (dépenses réalisées au fur et à mesure des besoins),
     - pas d'intérêts intercalaires comme dans le cas des piscines,
     - sûreté assurée pour au moins 50 ans.
     Il faut citer également comme exemple de stockage à sec, celui du centre de stockage à sec de Wylfa en Grande-Bretagne pour les combustibles Magnox, analogues au graphite-gaz (28) qui est actuellement en fonctionnement et celui du stockage expérimental d'éléments CANDU (29). Ces deux derniers stockages reposent également sur la convection naturelle pour le refroidissement.
     Après plusieurs décades de stockage intérimaire, il faut procéder à un stockage définitif en formation géologique. Ce concept a été étudié dans le rapport suédois KBS II. Il repose essentiellement sur les propriétés remarquables de rétention de la première barrière, l'oxyde d'uranium. Celles ci s'appuient sur des mesures en laboratoire (solubilité d'UO2 dans l'eau en fonction de divers paramètres: pH de l'eau, état de valence d'UO2) qui indiquent des temps de dissolution de l'ordre de 2.106 années en milieu oxydant (présence de carbonates dans l'eau) et de 5.109 en milieu réducteur (ceci compte tenu d'un débit d'eau de 1 litre/an). Elles s'appuient aussi sur des mesures de taux de lixiviation de certains radioéléments à partir d'UO2 effectuées à Battelle, Northwest aux USA et à Studsvik en Suède. On dispose enfin de l'analyse du phénomène du réacteur fossile d'Oklo qui a mis en évidence les propriétés remarquables du minerai d'uranium, l'uraninite, vis-à-vis de la rétention des radioéléments formés lors du fonctionnement de ce réacteur naturel (31). Or, l'uraninite est un oxyde d'uranium semblable à celui qui constitue le combustible des réacteurs à eau légère. De plus, ce minerai a été soumis à des taux de combustion de 25.000 MWj/t très semblables à ceux obtenus dans un réacteur. Il faut souligner ici que la structure géologique, dans ce cas l'argile, a joué un rôle tout à fait mineur par rapport à la rétention des radioéléments (32), contrairement à ce qui a souvent été déclaré par les autorités officielles (33) soucieuses de conclure un peu hâtivement à l'existence des qualités de rétention des structures géologiques sur lesquelles doit reposer finalement tout concept de gestion de déchets à partir du retraitement (verres, déchets plutonifères).
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VIII - ELEMENT DE COMPARAISON ENTRE UNE GESTION
DES DECHETS AVEC RETRAITEMENT ET SANS RETRAITEMENT

     Le non-retraitement implique un stockage intérimaire de plusieurs décades (40 ans dans le cas du projet KBS-II). Il est donc essentiellement réversible, alors que le retraitement est constitué de deux étapes irréversibles: le cisaillage et la solidification. De ce point de vue, il est contradictoire avec l'option d'un retraitement plus poussé des transuraniens en vue d'une problématique éjection spatiale ou transmutation nucléaire. Contrairement à ce qui est dit souvent, les surfaces obérées au sol sont équivalentes dans les deux options, car elles sont pratiquement les mêmes à 10% près (17, 30) pour les verres et les combustibles irradiés (la densité de stockage est gouvernée essentiellement par la chaleur dégagée par les produits de fission pendant les cent premières années, voir figure 1). En revanche, le retraitement et son corollaire qui est la fabrication de combustibles au plutonium, engendre des volumes importants de déchets plutonifères dont on a montré que la gestion posait des problèmes difficiles dans la pratique (du moins si l'on veut être cohérent avec la gestion des verres). Cet inconvénient majeur est évité si on ne retraite pas. Enfin, l'ensemble des études actuelles, qui sont loin de clore le sujet, indique que l'oxyde d'uranium est un bien meilleur matériau que le verre vis-à-vis de la rétention des radioéléments.      En d'autres termes, une gestion basée sur le retraitement doit reposer sur l'efficacité de la barrière géologique (encore faudrait-il renoncer au stockage définitif en surface), dont la connaissance est malgré tout entachée d'incertitudes, alors que la gestion basée sur le non-retraitement repose d'abord sur les propriétés remarquables de rétention du combustible irradié lui-même.
     D'autre part on a vu que le recyclage du Pu dans les réacteurs à eau légère ou rapides, permis par l'option retraitement et dans sa suite logique (élimination de ce corps), ne fera qu'amplifier les difficultés que l'on a décrites ici concernant la gestion des deux principaux déchets issus du retraitement. Le risque réel des verres augmentera en raison de l'accroissement des quantités de Pu et les opérations de retraitement porteront sur des quantités bien plus importantes de plutonium, rendant encore plus critique la gestion des déchets plutonifères. On s'oriente en fait vers la dispersion dans ces déchets de quantités s'exprimant en tonnes de Pu, selon l'importance du programme.
     Il nous paraît donc que le retraitement, loin d'apporter une solution satisfaisante à la gestion des déchets, en complique les problèmes à court terme pour un bénéfice faible sur le long terme (réduction des quantités de Pu dans les déchets de haute activité). Ce sont d'ailleurs les conclusions auxquelles ont abouti diverses études comme celle de la Ford-Mitre Corporation (36).
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IX - RÉFÉRENCES BIBLIOGRAPHIQUES
(1) WASH-1 202, Plan for the management of AEC generated radioactive Wastes, USAEC, Washington D.C., janvier 1972. 
(2) Report to the APS by the study group on nuclear fuel cycles and Waste management, Rev. of. Mod. Phys. 50 (1978). 
(3) J. Hamstra, Radiotoxic hazard measure for buried solid radioactive Waste, Nuclear Safety, vol. 16, mars-avril 1975. 
(4) M. Gauvenet, annexe 10 du rapport annuel d'activité du Conseil de l'Information sur l'énergie électronucléaire (mai 1979). 
(5) W. Bocola, Characterization of long lived radioactive wastes to be disposed in geological formations, part I and part II, rapport RT/PROT (79) 18 et 19 du Comitato Nazionale Energia Nucleare. 
(6) Le dossier électronucléaire, syndicat CFDT de l'Énérgie Atomique, éd. du Seuil (1980), références données pp. 202 et 203.
 (7) Rapport SCPRI, décembre 1976. 
(8) Convention sur la prévention de la pollution des mers résultant des déchets ou autres matières INFCIRC/205, AIEA (1974) Vienne, INFCIR/205/ Add. 1 et INFCIRC/205/ Add. I/Rev. 1. 
(9) Y. Sousselier, Rev. Gen. Nucléaire 3 (1976) 212. 
(10) COGEMA, CHS élargis de La Hague, GT3, 7.8.77 et annexe V, «Evolution et contrôle des rejets», mai-juin 1977. 
(11) Calculs effectués à partir des données précises sur le retraitement des combustibles graphites-gaz à La Hague, données dans réf. (6) p. 190, voir article de J .P. Schapira dans Le Monde (10.9.80). 
(12) The shallow land burial of low-level radioactively contamined solid Wastes, National Academy of Sciences, Washington D.C., 1976. 
(13) Réponse du ministère de l'Industrie à la question écrite n° 14 179 de M. Louis Darinot. 
(14) G. Bardet, Management of radioactive wastes from the nuclear fuel cycle, IAEA-SM-207/39, page 351.  . 
(15) IAEA-SM, 207/24 (1976). 
(16) Rapport KBS-I (Suède) sur le stockage des déchets vitrifiés en couche géologique profonde. 
(17) Report on review through foreign expertise of the report : handling of spent nuclear fuel and final storage of vitrified high level reprocessing waste, DSI 1978: 28 (expertise du rapport KBS-I). 
(18) Physics Today 33, avril 1980, p. 21. 
(19) M. Barrère, la vitrification des déchets nucléaires, La Recherche 91 (1978) 698. 
(20) Par exemple, réponse de M. Boiteux de l'EDF, au groupe de Bellerive (28 avril 1980). 
(21) F. David et J. P. Schapira le retraitement des combustibles nucléaires, La Recherche 11 (1980) 520. 
(22) Interview de V. Giscard d'Estaing au Journal Le Monde, 7 mai 1977. 		suite:
(23) A. Giraud, 11e session du Centre des hautes études de l'armement (30 octobre 1974); Conférence organisée par l'Academia del Lincei à Rome, notes d'information CEA, avril 1976; interview au journal Le Point, 19 sept. 1977. 
(24) K.L. Huppert (GWK), conférence de Madrid (juin 1978) sur le stockage des combustibles irradiés. 
(25) Nuclear power and the environment, rapport de Sir Brian Flowers (sept. 1976). 
(26) Nuclear Fuel, mai 1979, p. 13. 
(27) Nucleonics week, 20.12.1979. 
(28) E.O. Maxwell et D. Deacon, Nuclear Engineering International, 24 (1979) 71. 
(29) S.A. Mayman et M.M. Ohta, Nuclear Engineering International, 24 (1979) 69. 
(30) Rapport KBS-II (1978) Handling and final storage of unreprocessed spent nuclear fuel. 
(31) R. Hagemann, Revue Générale Nucléaire 2 (1976) 133. 
(32) R. Hagemann, R. Naudet et F. Weber, «Enseignement tiré de l'étude des réacteurs d'Oklo pour le stockage des déchets radioactifs». International Symposium on the underground disposai of radioactive waste, IAEA Helsinki, juillet 1979. 
(33) J. Teillac, «Science et Conscience: le cas de l'énergie nucléaire», Notes d'Information du CEA no 11, novembre 1977. 
(34) M. Resnikoff, Is reprocessing a radioactive waste management solution? (août 1977). 
(35) G. Rochlin, GESMO-IV (1977). 
(36) Energie nucléaire: question et choix - extraits du résumé du rapport du groupe de travail, parrainé par la fondation Ford et réalisé avec l'aide de la Mitre Corporation. Annales des Mines, mai-jnin 1978, p. 165. 
(37) G. de Marsily, E. Ledoux, A. Barbreau et 1. Margat, «Nuclear waste disposal Can the geologist guarantee isolation?», Science 197 (1977) 519. 
(38) NUREG/CR-0895, solidification of high level radioactive wastes, final report of National Academy of Engineering and National Academy of Sciences (USA), juillet 1979. 
(39) Stockage et retraitement des combustibles irradiés issus des réacteurs à eau ordinaire, document élaboré par le S.N.P.E.A./CFDT après la déposition CFDT devant le Conseil de l'Information sur l'Énergie électronucléaire (4.3.80).
(40) J.C. Dran, M. Maurette et J.c. Petit, « Radioactive waste storage materials: their a-recoil aging », Science 209 (1980) 1518. 
(41) Conclusions générales de l'INFCE, International Nuclear Fuel Cycle Evaluation, rapport final, février 1980. 
(42) «Le choix de la vitrification pour le confinement des déchets de haute activité», Notes d'information CEA, 1979. 
(43) W. Marshall, «Fast Reactors», Atom, 287 (1980) 222. 
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ANNEXE 1
LES PERTES EN PLUTONIUM DANS LE CYCLE DU COMBUSTIBLE
     La politique énergétique du gouvernement français[1] consiste à recycler le plutonium produit dans les réacteurs à eau légère - PWR - dans les réacteurs surgénérateurs. Ce choix fait du retraitement un point de passage obligé. Compte tenu de la très grande période du composé principal - le plutonium 239 - et de son importante radiotoxicité, il est fondamental de connaître le niveau des pertes et leur localisation.

1. Les étapes du cycle

2. Les pertes de plutonium
     Les pertes en plutonium sont nulles dans les étapes 1 et 4. Pour l'étape 5, elles sont difficiles à chiffrer car il n'existe pas d'usine de taille industrielle. On peut cependant valablement supposer qu'elles sont au moins égales à celles de l'étape 2 et même supérieures.
     Dans son livre, «Le Dossier Electronucléaire», la CFDT a chiffré les pertes des étapes 2 et 3, ainsi que les pertes en plutonium dans le cas d'un combustible mixte recyclé dans une centrale de type PWR.
     Nous reproduisons ici ce travail que nous complétons par une nouvelle étude de données publiées en France et à l'étranger.
     Ce travail, long et minutieux, montre qu'il y a près d'un rapport 10 entre les valeurs retenues officiellement - 0,5% par exemple pour le ministère de l'Industrie - et les valeurs résultant d'une expérience industrielle comme celle de Windscale par exemple: 7,8% au retraitement et 4,3% pour la fabrication, soit 12,1% pour le cycle fermé.
     On comprend aisément qu'un taux de pertes compris entre 6 et 12% pose d'une part un très sérieux problème de gestion séculaire des déchets, d'autre part annule ou rend déficitaire la surgénération si l'on examine le cycle dans sa totalité.
     A la notion de perte, s'ajoute l'écart de bilan qui est donné par la relation comptable suivante:
Pu entré - Pu sorti - pertes Pu mesurées = écart de bilan 
     Cet écart, désigné dans la littérature scientifique sous le sigle MUF (Material Unaccounted For) est dû notamment à:
     - une sous-évaluation des pertes dans les déchets,
     - une fixation du plutonium dans les différents dispositifs de l'usine.
     Ces quantités peuvent être partiellement récupérées lors du démantèlement des installations.
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1. du moins avant la dernière élection présidentielle du 10 mai 1981.
PERTES EN PLUTONIUM DANS LES DECHETS DU CYCLE DU COMBUSTIBLE
Retraitement du combustible UO2 des réacteurs à eau légère
et fabrication du combustible UO2 + PuO2 des surgénérateurs
Pertes en Pu dans le cycle du combustible
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ANNEXE 2
     Le retraitement est-il une solution sûre pour disposer du plutonium?
     Le retraitement est présenté par les responsables français comme une manière sûre de disposer du plutonium. A condition évidemment de recourir aux surgénérateurs présentés souvent comme des incinérateurs de Pu. M. Paul Delouvrier* nous explique comment «la guerre des neutrons n'aura pas lieu» grâce aux surgénérateurs**.
     « Le surgénérateur consomme tous les plutoniums: il est donc capable de transformer en électricité toutes les charges atomiques au plutonium, civiles ou militaires.
     Mais, dira-t-on, s'il en produit davantage, la belle affaire: on se trouvera, même si c'est au bout de vingt ans, avec le double de plutonium, cet «odieux» que l'on voulait voir disparaître.
     Première réponse: si le surgénérateur réussit totalement, il rend la matière fissile pratiquement "inusable". Et la crainte de manquer d'énergie par épuisement de l'uranium perd toute raison d'être. L'humanité pourra attendre sans risque de pénurie le relais d'une autre source d'énergie, le soleil «inépuisable», et inépuisablement radioactif.***
     Seconde réponse, que je me permets de considérer comme plus «intéressante» encore, car moins connue ou plus oubliée: le surgénérateur est bien mal nommé, car s'il est vrai qu'il peut "surgénérer du plutonium, il peut aussi bien «sousgénérer» c'est-à-dire consommer plus de plutonium qu'il n'en produit. Il devient alors le «réacteur-poubelle» des déchets à longue vie, l'usine d'incinération des ordures «nucléaires», du moins des plus nocives de ces ordures. La centrale de type Phénix est la «croqueuse» de plutonium.
     Dans l'avenir, l'utilisation de ce type de réacteur comme surgénérateur ou comme sousgénérateur dépendra de l'évolution technologique en matière d'énergie:
     - ou bien l'énergie solaire tarde à venir à prix raisonnable ou présente des inconvénients insoupçonnés aujourd'hui: les déchets civils et militaires à base de plutonium constitueront alors les premières charges des Superphénix fonctionnant en surgénération, et ainsi, fait étonnant, les déchets les plus dangereux de premières générations de centrales et l'essentiel du nucléaire militaire "désaffecté" constitueront un gisement remarquable d'énergie et donc une chance de paix atomique,
     - ou bien, le solaire s'épanouit très vite (c'est-à-dire 20 ans, au plus tôt) et les Super Phénix fonctionnant comme usines d'incinération nucléaire rempliront leur office de nettoyage, tout en fournissant de l'électricité (comme les ordures ménagères parisiennes, mais combien plus !).
     Qui mangera les bombes?
     Si tout le monde veut bien admettre que c'est l'une des vocations du « surgénérateur», alors qu'ils soient civils ou militaires, la guerre des neutrons n'aura pas lieu. »
     Pour préciser «quantitativement» ce point, nous avons calculé avec des hypothèses réalistes les pertes de Pu dans les déchets et les conséquences qu'aurait une telle stratégie sur la dispersion de ce produit. Pour cela nous avons considéré l'exemple d'un programme de réacteurs rapides de 10 GW(e) considéré actuellement comme un objectif possible d'ici l'an 2000 par des responsables du CEA.
* Ancien président du conseil d'administration d'EDF.
** Nous avons déjà cité ce texte dans la Gazette N°20.
*** Remarque abusive souvent utilisée par les "pro-nucléaires": radioactif, oui, mais donc l'activité... et les déchets ne posent aucuns risques pour la race humaine! (Ndwebmaistre) 		suite:
Dispersion du plutonium lors des trois étapes liées à la mise en œuvre d'un cycle de réacteurs rapides de 10 GW(e) fonctionnant pendant 20 ans en cycle fermé stationnaire (taux de régénération égal à 1):

1ère étape: production de Pu «nourricier» nécessaire au démarrage des réacteurs rapides
- Source: Programme de réacteurs à eau légère de 26 GW(e) fonctionnant pendant 20 ans - Production: 85 tonnes de Pu extrait de 10.900 tonnes de combustibles irradiés
- Pertes de 3% dans les déchets (retraitement et fabrication de combustibles mixtes)
Pertes en tonnes: 2,6

2ème étape: fonctionnement du programme rapide de 10 GW(e) pendant 20 ans avec pour hypothèse un temps de séjour du Pu hors pile de 2 ans (INFCE)
- Quantité à retraiter:
2.900 tonnes de combustibles fissiles
3.360 tonnes de combustibles fertiles 
- Quantité totale de Pu extrait: 414 tonnes 
- Pertes de 1% dans les déchets (retraitement et fabrication de combustibles mixtes)  Pertes en tonnes: 4,1 

3ème étape: réduction progressive du stock initial des 85 tonnes de Pu dans les réacteurs rapides sans couverture fertile
- Hypothèse 10% de Pu brûlé à chaque cycle
- Quantité minimale de Pu «non brûlé» se retrouvant dans les déchets (pertes de 1%)
Pertes en tonnes: 6,8 


Conclusion
     Le recours à un tel programme de réacteurs rapides utilisant 85 tonnes de Pu peut conduire, avec nos hypothèses à une dispersion de 2,6 + 4,1 = 6,7 tonnes de Pu dans les déchets (3.000 m3 de verre et 120.000 m3 de déchets F .M.A.), si on ne tente pas de «détruire» ensuite le stock de 85 tonnes de Pu, et 2,6 + 4,1 + 6,8 = 13,5 tonnes si on procède à la 3ème étape.
     Le problème est bien sûr amplifié si le taux de régénération est supérieur à 1.
     Ceci doit amener à se poser la question suivante: est-ce que laisser les 85 tonnes de Pu dans les combustibles irradiés stockés en couche géologique profonde n'est pas finalement une solution moins hasardeuse que celle consistant à en disperser près de 20% dans des déchets difficilement gérables?
     Par ailleurs, il est piquant de présenter les surgénérateurs comme «une solution pour faire disparaître les bombes au plutonium», alors que ces réacteurs permettent au contraire de produire dans les couvertures du plutonium de haute pureté isotopique en Pu-239, utilisable par les militaires. C'est ce qu'a d'ailleurs fort bien compris le Général Thiry (ex-Directeur des Centres d'Expérimentations Nucléaires du Pacifique, ex-Conseiller militaire de l'Administration Générale, Délégué du C.E.A.), qui écrivait dans Le Monde du 19.1.78: «La France sait faire des armes atomiques de tous modèles et de toutes puissances. Elle pourra, pour des coûts relativement faibles, en fabriquer de grandes quantités, dès que les surgénérateurs lui fourniront en abondance le plutonium nécessaire.»

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LEXIQUE
Rappel de quelques définitions
(voir également le glossaire de la Gazette Nucléaire)
     Radioactivité -Curie:
     un noyau atomique est caractérisé par son nombre de protons (définissant l'élément chimique représenté par une ou deux lettres: H = hydrogène, Cs = cesium, I = iode, Pu = plutonium, etc.) et par son nombre de nucléons (neutron + proton, définissant l'isotope, par exemple: Cs-137, I-131, etc.). La radioactivité est un phénomène de transmutation d'un noyau atomique en un autre noyau stable ou radioactif. Ceci s'accompagne de l'émission d'un ou plusieurs rayonnements de type a, b, g.  Le Curie est l'unité de désintégration radioactive et correspond à 3.1010 désintégrations/seconde, qui est l'activité d'un gramme de Ra-226. (définition du Curie)
     Type de rayonnements
     - rayonnement a: ce sont des noyaux d'helium (2 protons + 2 neutrons) émis lors de la décroissance de corps lourds au voisinage de l'uranium (ex. Pu, Americum = Am). Arrêté sur une distance très faible (inférieure au mm dans le corps humain), il dépense toute son énergie dans un faible volume. Il agit donc lors de contamination interne lorsque l'on ingère ou inhale des corps radioactifs émetteurs des a, appelés émetteurs-a ou encore par l'intermédiaire d'une blessure.
     - rayonnement b: ce sont des électrons positifs ou négatifs. La plupart des corps de masse moyenne (voir plus loin) se distinguent par rayonnement b. Plus pénétrant que les a, les émetteurs-b interviennent aussi bien en contamination interne qu'externe (contamination en surface de la peau).
     - rayonnement g: d'origine électromagnétique, analogue aux rayons X, mais de très faible longueur d'onde, donc très pénétrant en général; il contribue à l'irradiation à distance. Le rayonnement-g est généralement présent dans tout processus nucléaire (fission, émission a, b).
     Période de radioactivité: temps au bout duquel une quantité d'un radioélément donné a dminué de moitié par décroissance radioactive. C'est une caractéristique du radioélément sur lequel on ne peut agir.		      Fission nucléaire: processus au cours duquel un noyau lourd se scinde en deux noyaux de masse équivalente. Ces derniers de masse moyenne, généralement émetteurs-b s'appellent produits de fission (P.F.) (ex. Sr-90, Cs-137, I-129, Ru-106, etc.). La fission utilisée dans les réacteurs est induite par les neutrons lents ou/et rapides.
     Noyau fissile: peut subir la fission «d'une manière notable», tel l'U-235 (fissile aux neutrons lents); le Pu-239, l'U-233.
     Taux de combustion: chaque fois s'accompagne également d'un dégagement d'énergie (énergie de fission) qui se manifeste sous forme de chaleur, transformée ensuite en énergie électrique. Un combustible comprenant des éléments fissiles peut ainsi atteindre un certain taux de combustion exprimé en Mega Watts (thermiques) par jour et par tonne de combustible (MWj/t), qui est directement proportionnel à l'activité de cette tonne de combustible. Pour fixer les idées, une tonne de combustible qui a fourni 1 MW(th) x j a fourni 1.000 kW x 24 h = 24.000 kWh/3 (rendement de Carnot), soit environ 8.000 kWh. On peut atteindre les taux de combustion suivants:
     - combustible métal graphite-gaz ~ 4.000 MWj/t
     - combustible oxyde, eau légère ~ 33.000 MWj/t
     - combustible oxyde mixte (Pu + U), surgénérateur ~ 70.000 à 100.000 MWj/t.
     Transuraniens (T.U.): ce sont des corps plus lourds que l'uranium (neptunium, plutonium, americium, curium) formés dans les réacteurs par captures neutroniques successives à partir de l'U-238. Ils sont généralement émetteurs-a et de vie longue (quelques centaines à quelques millions d'années).
     Produits d'activation: ce sont des corps radioactifs formés à la suite de l'irradiation par les neutrons des structures métalliques présentes dans le réacteur (assemblages de combustibles, cuve de réacteur, etc.). Le plus important est le Cobalt-60 (Co-60).
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Et pour finir une petite publicité

     Le GSIEN-Grenoble vient de publier un important ouvrage sur l'aventure surgénératrice intitulé Plutonium sur Rhône - Super Phénix insécurité et incertitudes, aux éditions Syros.
     Si vous ne pouvez pas vous le procurer, vous pouvez le demander au GSIEN (2, rue François Villon, 91400 Orsay) au prix de 69 F.
     Pour vous convaincre de vous procurer cet ouvrage nous vous en donnons le sommaire ci-dessous:

- QUELQUES REMARQUES AUTOCRITIQUES
- AVANT-PROPOS
- PARTIE 1: PRESENTATION GÉNÉRALE
1. Les différents types de centrales
2. Les réacteurs nucléaires
    Principes physiques
3. Superphénix, un réacteur de type piscine
4. Les risques liés à la conception et au fonctionnement
5. Historique et accidents des surgénérateurs dans le monde

- PARTIE 2: FONCTIONNEMENT DU SURGENERATEUR ET RISQUES D'ACCIDENTS
1. A propos des accidents de dislocation du cœur
2. Problèmes liés à l'utilisation du sodium dans les réacteurs surgénérateurs à neutrons rapides

 3. Risques liés aux séismes
4. Fonctionnement des circuits de sécurité du surgénérateur de Malville
5. Vieillissement des alliages métalliques constituant le cœur du réacteur
6. Risques liés aux chutes d'avion
Annexe:
Problèmes de sûreté et procédures d'autorisation des réacteurs rapides refroidis au sodium de taille industrielle (J. Hannaford et D.R.H. Fryer)

- PARTIE III: Le retraitement et le stockage des combustibles nucléaires irradiés dans le contexte du développement industriel d'une filière surgénératrice
1. Les prévisions et la réalité du programme de retraitement français
2. Les dangers du retraitement pour l'environnement
3. Transport des combustibles irradiés des surgénérateurs
4. Conditionnement et stockage des déchets des surgénérateurs
5. Situation internationale du retraitement des combustibles irradiés
6. La situation française: conclusion

- PARTIE IV: LES SURGENERATEURS: UN CHOIX ECONOMIQUE TOTALEMENT INCERTAIN
1. Quels sont les arguments officiels en faveur des surgénérateurs?
2. La compétitivité incertaine des surgénérateurs
3. La surévaluation des avantages des surgénérateurs vis-à-vis des réserves mondiales d'uranium et de la dépendance française
4. Résumé de nos principales conclusions économiques

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