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Timestamp: 2017-07-21 15:23:32+00:00
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Les déchets pris en compte dans les études de conception de Cigéo - PDF
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1 Les déchets pris en compte dans les études de conception de Cigéo Juillet 20132 23 SOMMAIRE Avant-propos Contexte de la gestion des déchets radioactifs en France Installations nucléaires considérées pour la conception de Cigéo Les réacteurs nucléaires de production d électricité Les usines du cycle du combustible Les installations du CEA Les nouvelles installations Le scénario d exploitation des installations nucléaires Inventaire du scénario industriel des producteurs de déchets Description des colis primaires de déchets Colis de déchets de haute activité Colis de déchets de moyenne activité à vie longue Données quantitatives par famille en nombre et en volume de colis primaires Les déchets pris en compte pour la conception de Cigéo Hypothèses prises en compte pour les réserves de Cigéo Programmation pluriannuelle des investissements de production d électricité Prise en compte des déchets FA-VL Cas des déchets de graphite Cas des colis d enrobés bitumineux de type FA-VL Autres déchets de type FA-VL Étude spécifique relative au stockage direct de combustibles usés Documents de référence Glossaire TABLEAUX Tableau Inventaire par famille des déchets de haute activité Tableau Inventaire par famille des déchets de moyenne activité à vie longue Tableau Inventaire des déchets des producteurs hors électronucléaires gérés par l Andra Tableau Bilan des inventaires de déchets de haute activité Tableau Bilan des inventaires de déchets de moyenne activité à vie longue Tableau 5.1 Déchets HA produits par le scénario variante du scénario industriel défini par les producteurs Tableau 5.2 Déchets HA produits par le scénario de non-renouvellement de la production électronucléaire4 AVANT-PROPOS Le présent document technique vient en appui du dossier rédigé par l Andra pour le débat public sur le projet Cigéo [1] organisé par la Commission nationale du débat public (www.debatpublic-cigeo.org/index.html) et du «rapport préalable au débat public sur le projet de stockage géologique profond de déchets radioactifs Cigéo» [2] du Haut Comité pour la transparence et l information sur la sécurité nucléaire (www.hctisn.fr). Il présente les déchets dont la prise en charge est étudiée pour Cigéo. 45 1. CONTEXTE DE LA GESTION DES DÉCHETS RADIOACTIFS EN FRANCE Avec la loi de 1991, le Parlement a inscrit la politique française dans une perspective de recherche de solutions pérennes et sûres pour les déchets radioactifs, avec l objectif de ne pas léguer aux générations futures la charge des déchets produits par les activités dont nous bénéficions au quotidien. Ces déchets radioactifs sont produits chaque année sur notre territoire, principalement par la production d énergie nucléaire mais aussi par la Défense nationale, l industrie, le secteur médical ou la recherche. La grande majorité d entre eux bénéficie de solutions déjà opérationnelles : 90 % du volume total des déchets radioactifs produits chaque année en France sont aujourd hui stockés dans les centres de l Andra. Les déchets les plus radioactifs et à vie longue ne peuvent être stockés en surface ou à faible profondeur pour des raisons de sûreté ou de radioprotection. C est pourquoi le Parlement a retenu en 2006 la mise en œuvre d un stockage réversible profond, seule solution capable d assurer la sûreté à long terme de ces déchets radioactifs tout en limitant les charges pesant sur les générations futures. La loi du 28 juin 2006 charge ainsi l Andra de concevoir et d implanter Cigéo, Centre industriel de stockage réversible profondde déchets radioactifs. Si sa création est autorisée, Cigéo sera implanté dans l est de la France, à la limite de la Meuse - et de la Haute-Marne, dans une couche de roche argileuse choisie pour ses propriétés de confinement sur de très longues échelles de temps. Schéma de principe des installations de Cigéo POUR QUELS DÉCHETS CIGÉO EST-IL CONÇU? Cigéo est conçu pour prendre en charge les déchets de haute activité (HA) et de moyenne activité à vie longue (MA-VL) produits par les installations nucléaires existantes. Les déchets qui seront produits par les installations nucléaires en cours de construction sont également pris en compte (EPR de Flamanville, réacteur expérimental Jules Horowitz, installation de recherche Iter). Les déchets produits par un éventuel futur parc de réacteurs ne sont pas pris en compte. Les déchets HA et MA-VL proviennent principalement du secteur de l industrie électronucléaire et des activités de recherche associées, ainsi que, dans une moindre part, des activités liées à la Défense nationale. 56 Une grande partie de ces déchets est déjà existante ou sera inévitablement produite. Par ailleurs, Cigéo est conçu pour être flexible afin de pouvoir s adapter à d éventuels changements de la politique énergétique et à leurs conséquences sur la nature et les volumes de déchets qui seraient alors produits. Compte tenu du volume des déchets déjà existants à stocker, l impact d un changement de politique énergétique n aurait de conséquences sur l exploitation de Cigéo qu à l horizon L inventaire autorisé de Cigéo sera fixé par le décret d autorisation de création du Centre. Toute évolution notable de cet inventaire devra faire l objet d un nouveau processus d autorisation, comprenant notamment une enquête publique et un nouveau décret d autorisation. Les déchets déjà produits ou qui seront inévitablement produits Cigéo devra prendre en charge, les déchets HA et MA-VL déjà produits ainsi que ceux qui seront inévitablement produits quels que soient les choix énergétiques futurs. Ces derniers sont les déchets produits par le démantèlement des installations nucléaires actuelles et les déchets issus de la gestion des combustibles usés déjà produits, dont la loi du 28 juin 2006 prévoit le traitement. Déchets déjà produits Déchets qui seront issus du démantèlement Déchets issus du traitement des assemblages de combustibles usés déjà produits Total HA ~ m3 0 m 3 ~ m3 ~ m3 MA-VL** ~ m3 ~ m3 ~ m3 ~ m3 Dans l attente de la mise en service de Cigéo, les colis de déchets HA et MA-VL déjà produits sont provisoirement entreposés à sec dans des bâtiments sur leur site de production, principalement à La Hague (Manche), Marcoule (Gard), Cadarache (Bouches-du-Rhône) et, pour un volume limité, à Valduc (Côte-d Or). Une installation d entreposage pour certains déchets issus de l exploitation et du démantèlement des réacteurs est en cours de construction sur le site de Bugey (Ain). L impact de la politique énergétique sur l inventaire de Cigéo La nature et le volume des déchets qui pourraient être produits dans les années à venir dépendent des choix politiques sur le devenir de l industrie électronucléaire. Différents scénarios, volontairement contrastés, sont présentés dans l édition 2012 de l Inventaire national de l Andra. Évolution prévisionnelle des volumes des déchets HA et MA-VL en cas de poursuite de l industrie électronucléaire Ce scénario envisage la poursuite de l industrie électronucléaire et de la stratégie française actuelle de traitement des combustibles nucléaires usés. Il est fondé sur différentes hypothèses dont : n--le traitement de tous les combustibles consommés par le parc de 59 réacteurs (58 REP en fonctionnement et l EPR de Flamanville) ; n--la disponibilité d un nouveau parc de réacteurs capable de consommer le plutonium qui ne sera pas recyclé dans le parc actuel. Le volume des déchets produits par les installations existantes dans le cas de ce scénario dépend de la durée de fonctionnement des réacteurs. Les déchets produits par un éventuel futur parc de réacteurs ne sont pas pris en compte. Fin de l exploitation des installations existantes (en fonction de la durée de fonctionnement des réacteurs) 40 ans 50 ans* 60 ans HA ~ m3 ~ m3 ~ m3 MA-VL** ~ m3 ~ m3 ~ m3 * Hypothèse retenue pour le dimensionnement de Cigéo. ** Par rapport au dossier support au débat public, on constate une augmentation de 3500 m 3 du volume de déchets MA-VL. Cela est dû à une évolution mi 2013 de la stratégie retenue par le CEA pour la reprise des déchets bitumés de Marcoule, qui conduit désormais à placer la totalité des fûts dans des surfûts et non pas seulement une partie comme retenu précédemment. Cette évolution ne correspond pas à une augmentation de la quantité de déchets radioactifs. 67 Évolution prévisionnelle de la nature et du volume des déchets HA et MA-VL en cas de non-renouvellement de la production électronucléaire L Inventaire national retient comme hypothèses pour ce scénario : n--une durée de fonctionnement de 40 ans pour l ensemble des réacteurs ; n -un arrêt du traitement des combustibles usés en 2019 afin d éviter de récupérer le plutonium dont le recyclage ne serait plus possible sous forme de combustible MOX compte tenu de l arrêt des réacteurs pouvant fonctionner avec ce type de combustible ; n--un stockage direct des combustibles usés qui seraient alors considérés comme des déchets. HA** CU UOX* CU RNR* CU MOX* Déchets vitrifiés MA-VL*** ~ assemblages ~ assemblages ~ assemblages ~ m3 ~ m3 * Combustibles usés de type UOX (oxyde d uranium), de type RNR (réacteurs à neutrons rapides) et de type MOX (mélange d oxyde d uranium et d oxyde de plutonium). ** Une fois conditionnés, les assemblages de combustibles usés représenteraient un volume d environ m 3. *** Par rapport au dossier support au débat public, on constate une augmentation de 3500 m 3 du volume de déchets MA-VL. Cela est dû à une évolution mi 2013 de la stratégie retenue par le CEA pour la reprise des déchets bitumés de Marcoule, qui conduit désormais à placer la totalité des fûts dans des surfûts et non pas seulement une partie comme retenu précédemment. Cette évolution ne correspond pas à une augmentation de la quantité de déchets radioactifs. La suite du document présente en détail les déchets radioactifs retenus pour les études de conception du projet Cigéo : n--installations nucléaires considérées, ainsi que les hypothèses retenues concernant leur durée d exploitation- (cf. chapitre 2) ; n--nature des déchets produits et à produire par ces installations, conditionnements existants ainsi que ceux envisagés par les producteurs, quantités de déchets déjà produites et prévisionnelles (cf. chapitre 3). Il faut noter que cette présentation ne préjuge ni de l autorisation de mise en stockage des colis ni du processus d acceptation de ces colis par l Andra ; n--réserves prises en compte pour couvrir des incertitudes sur les stratégies industrielles ou sur la mise en place de nouvelles filières de gestion pour les déchets de type FA-VL (cf. chapitre 4) ; n--hypothèses retenues pour les études spécifiques relatives au stockage direct éventuel de combustibles usés- (cf. chapitre 5). 78 2. INSTALLATIONS NUCLÉAIRES CONSIDÉRÉES POUR LA CONCEPTION DE CIGÉO Ce chapitre identifie les principales sources de production de déchets radioactifs. Il explicite les hypothèses retenues par les - producteurs pour l exploitation de leurs installations. 2.1 LES RÉACTEURS NUCLÉAIRES DE PRODUCTION D ÉLECTRICITÉ Plusieurs générations successives de réacteurs nucléaires ont été développées en France : n--la première génération correspond à des réacteurs de la filière Uranium Naturel-Graphite-Gaz (UNGG). Cette filière comprend neuf réacteurs construits durant les années , sur le site du CEA de Marcoule - (réacteurs G1, G2 et G3) et sur les sites EDF de Chinon (réacteurs Chinon A1, A2 et A3), Bugey (réacteur Bugey 1) et Saint-Laurent (réacteurs Saint-Laurent A1 et A2). Ces neuf réacteurs sont aujourd hui arrêtés ; n--la deuxième génération correspond à la filière des réacteurs à eau pressurisée (REP) actuellement en cours d exploitation. Elle est constituée de 58 réacteurs répartis sur 19 sites, comportant 34 tranches de 900 MWe, 20 tranches de MWe et 4 tranches de MWe, mises en service entre 1977 et La puissance installée totale s élève à 63,1 GWe ; n--la troisième génération correspond à des réacteurs EPR (European Pressurized water Reactor) appartenant également à la filière des réacteurs à eau pressurisée : un premier réacteur d une puissance de MWe est en cours de construction sur le site de Flamanville, sa mise en service devrait intervenir en Il convient également de mentionner : (i) la filière des réacteurs à eau lourde dont un prototype industriel (réacteur EL4 de Brennilis) a été exploité entre 1966 et 1985 (cette filière n a pas eu de déploiement industriel) et est aujourd hui en phase de démantèlement ; (ii) le réacteur Chooz A, arrêté au début des années 1990 et aujourd hui en cours de démantèlement, qui représente le premier prototype en France de la filière REP ; (iii) la filière des réacteurs à neutrons rapides (RNR) comprenant le réacteur «Phénix», implanté sur le site de Marcoule, arrêté en 2009 et le réacteur «Superphénix», implanté sur le site de Creys-Malville, arrêté en 1997, tous deux en cours de démantèlement. 2.2 LES USINES DU CYCLE DU COMBUSTIBLE L enrichissement de l uranium, la fabrication du combustible nucléaire, ainsi que le traitement de celui-ci à l issue de son - utilisation dans les réacteurs, s effectuent dans différentes installations exploitées par le groupe Areva. Le traitement industriel des combustibles usés a été mis en œuvre à partir de 1958 dans l usine UP1 de Marcoule, puis à partir de 1966 dans l usine UP2-400 de La Hague ; ces deux usines ont aujourd hui cessé leur activité de traitement. Actuellement, ce traitement est réalisé dans les usines UP2-800 et UP3 de La Hague. Le traitement consiste à séparer les matières valorisables, uranium et plutonium, des déchets, composés d une part des produits de fission et des actinides mineurs (américium, curium, neptunium) contenus dans les pastilles de combustible et d autre part des éléments de structure constituant l ossature métallique des assemblages combustibles. Le plutonium issu du traitement est utilisé pour fabriquer, dans l usine MELOX de Marcoule, du combustible MOX. Une part 1 de l uranium de recyclage issu du traitement des combustibles usés (URT) entre dans la fabrication de combustibles neufs, dits combustibles URE (uranium de recyclage enrichi). 2.3 LES INSTALLATIONS DU CEA Pour conduire les recherches qu il mène notamment en soutien au programme électronucléaire français, sur la conception de systèmes nucléaires de nouvelle génération ou encore sur la gestion des déchets radioactifs, le CEA s appuie sur de nombreuses installations (réacteurs expérimentaux tels que le prototype de réacteur à neutrons rapides Rapsodie ou les réacteurs Orphée et Osiris, laboratoires d études sur les combustibles ou l aval du cycle, notamment l installation Atalante ) situées principalement sur les sites de Cadarache, Saclay et Marcoule. Ces sites disposent aussi d installations support (entreposages de déchets, installations de traitement de déchets et d effluents). Certaines de ces installations sont aujourd hui arrêtées et en cours d assainissement-démantèlement. Le CEA dispose également d installations menant des activités liées à la force de dissuasion, parmi lesquelles on peut citer les réacteurs CELESTIN sur le site de Marcoule qui étaient destinés à la fabrication de composants des têtes nucléaires et qui ont été arrêtés en L URT non recyclé est entreposé notamment sur les sites de Tricastin, de La Hague et de Romans. 89 2.4 LES NOUVELLES INSTALLATIONS En plus de l EPR de Flamanville, d autres installations nouvelles sont en cours de construction. Les installations retenues dans l inventaire sont celles qui ont obtenu leur décret d autorisation de création. La création, sur le site CEA de Cadarache, du réacteur expérimental Jules Horowitz (RJH), a été autorisée en octobre Sa mise en service est prévue pour fin Il permettra de réaliser les programmes de recherche nécessaires à la sûreté, - à l optimisation et aux innovations pour les réacteurs nucléaires industriels actuels et futurs, ainsi que la production de - radio-isotopes à usage médical. L installation RES (Réacteur d ESsais), en cours de construction à Cadarache, s inscrit dans la lignée des réacteurs prototypes à terre ayant permis de qualifier les concepts et technologies des filières de réacteurs embarqués sur les bâtiments à propulsion nucléaire de la Marine nationale. L installation Iter à Cadarache, dont la construction a été autorisée en novembre 2012, est également prise en compte. Il s agit d une installation expérimentale qui vise à montrer la faisabilité de la maîtrise de l énergie de fusion nucléaire par confinement magnétique. Les données quantitatives relatives aux déchets produits par l installation Iter sont extraites des informations communiquées par Iter organisation et ont été transmises à l Andra par le CEA. 2.5 LE SCÉNARIO D EXPLOITATION DES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES Pour établir un inventaire qualitatif et quantitatif de leurs déchets (cf. chapitre 3), Areva, le CEA et EDF ont défini un scénario industriel d exploitation des installations nucléaires récapitulé ci-après. En ce qui concerne le parc électronucléaire, ce scénario suppose la poursuite de la production électronucléaire avec traitement de tous les combustibles usés des REP et RNR électrogènes (Phénix, Superphénix). La durée d exploitation prise conventionnellement en référence pour tous les réacteurs, y compris le réacteur EPR de Flamanville, est de 50 ans. Cette durée de 50 ans est à voir comme une moyenne indicative, une durée de fonctionnement moindre de certains réacteurs pouvant en effet compenser, du point de vue des déchets produits, une durée de fonctionnement supérieure pour d autres. Pour mémoire, en 2013, l âge moyen du parc électronucléaire REP, défini à partir des dates de première divergence des réacteurs, est d environ 28 ans et 24 réacteurs ont atteint ou dépassé une durée de fonctionnement de 30 ans. Ce scénario ne préjuge pas des résultats du réexamen décennal de sûreté des réacteurs REP, ni des modalités liées, le cas échéant, à l allongement de la durée d exploitation de ces réacteurs au-delà des 50 ans d exploitation pris en référence et/ou au renouvellement éventuel du parc par un déploiement de réacteurs de troisième génération (EPR) et/ou par des réacteurs de quatrième génération. Il considère que les matières (uranium et plutonium) non valorisées dans les 58 réacteurs REP actuels et l EPR de Flamanville pourront l être dans des installations futures. Les déchets produits par un éventuel futur parc de réacteurs ne sont pas pris en compte. Le cumul prévisionnel de production du parc REP (EPR de Flamanville inclus, hors contribution antérieure des réacteurs UNGG et RNR) est d environ TWhe à terminaison (à la date d arrêt de l EPR de Flamanville). La totalité des combustibles usés est supposée traitée, y compris les combustibles non complètement épuisés en fin de vie des réacteurs (derniers cœurs et réserves de gestion 2 ). Le traitement des combustibles URE et MOX utilisés dans les REP est envisagé à l horizon Le scénario retenu par les producteurs se base sur un nombre de 4 réacteurs 900 MWe chargés en combustible URE et un nombre de 22 réacteurs 900 MWe chargés en combustible MOX, les tonnages annuels correspondants s établissant respectivement à 74 tml/an pour l URE et 120 tml/an pour le MOX. La détermination du tonnage de métal lourd déchargé en fin d exploitation du parc REP s appuie sur la répartition du stock - d assemblages déchargés à fin 2010, complété, à compter de 2011, par la simulation effectuée par EDF des déchargements à venir, compte tenu des hypothèses d exploitation envisagées. Le tonnage cumulé à terminaison (à la date d arrêt de l EPR de - Flamanville) du parc REP s élève ainsi à tml comprenant tml d UOX, tml d URE et tml de MOX. Il inclut la totalité des combustibles UOX déchargés du réacteur EPR. À ce tonnage REP s ajoutent environ 230 tml de combustibles - RNR comprenant 180 tml de combustibles Superphénix et 50 tml de combustibles Phénix. En ce qui concerne les installations nucléaires liées aux activités de traitement du combustible (usines Areva), le scénario retenu considère que, par convention, elles adaptent leur durée de fonctionnement à celle du parc électronucléaire. Pour les installations de recherche (réacteurs et laboratoires CEA), actuellement en exploitation, leur durée de fonctionnement est supposée être de 50 ans. Ceci se traduit par l arrêt à l horizon 2030 d une grande partie de ces installations et donc par une production de déchets en provenance des installations de recherche réduite après La durée de fonctionnement du - réacteur Jules Horowitz est supposée être de 50 ans, celle de l installation Iter de 20 ans. 2 Les réserves de gestion correspondent à des assemblages combustibles présentant encore un potentiel énergétique résiduel significatif. Ces combustibles sont conservés afin d être éventuellement réintroduits en cœur, en remplacement d assemblages ayant subi une avarie de manutention par exemple. 910 3. INVENTAIRE DU SCÉNARIO INDUSTRIEL DES PRODUCTEURS DE DÉCHETS Cet inventaire a été retenu pour dimensionner Cigéo en phase d avant-projet, sans préjudice des études complémentaires pour vérifier la compatibilité du stockage avec la prise en charge éventuelle de réserves (cf. chapitre 4) ou de combustibles usés - (cf. chapitre 5). Ce chapitre décrit les différentes familles de colis de déchets (section 3.1) et fournit pour chaque famille les données quantitatives retenues en nombre et en volume de colis primaires (section 3.2). Pour certains déchets non encore conditionnés ou non encore produits (certains déchets issus d opérations futures de démantèlement par exemple), des hypothèses de conditionnement ont été formulées. La structuration en familles ci-après reprend celle de l Inventaire national (www.andra.fr/inventaire 2012) [3]. 3.1 DESCRIPTION DES COLIS PRIMAIRES DE DÉCHETS Les déchets radioactifs à prendre en compte dans Cigéo résultent des activités industrielles menées dans les installations nucléaires décrites au chapitre 2, auxquels s ajoutent les déchets liés à l usage et à la maintenance de ces installations et les déchets générés par leur démantèlement. Des objets radioactifs actuellement sans usage, auparavant utilisés dans diverses activités médicales et industrielles hors électronucléaire, sont également comptabilisés dans l inventaire de Cigéo. Ils représentent néanmoins un volume très limité Colis de déchets de haute activité Les colis de déchets de haute activité correspondent essentiellement aux déchets vitrifiés issus du traitement des combustibles usés. Il s agit de produits de fission et d actinides mineurs formés par réaction nucléaire au sein du combustible lors de son utilisation en réacteur. Ils ont été séparés de l uranium et du plutonium, matières radioactives valorisables, lors du traitement. Ils sont calcinés et incorporés dans une matrice de verre. Le verre ainsi élaboré est coulé en température dans un conteneur en acier inoxydable. Les combustibles usés du réacteur à eau lourde de Brennilis (27 m 3 ), qui représentent un potentiel de valorisation insuffisant et dont EDF ne prévoit pas le traitement, sont rattachés à cette catégorie. Coulée de verre Enfin, d autres colis de déchets, en quantité très limitée, sont considérés comme des colis de haute activité. Il s agit notamment de colis de déchets technologiques produits lors du fonctionnement des ateliers de vitrification de La Hague ou de certaines sources scellées usagées du CEA Déchets vitrifiés La vitrification a été développée dans plusieurs installations pilotes exploitées par le CEA, dont l installation pilote PIVER aujourd hui arrêtée, puis mise en œuvre industriellement dans les trois ateliers suivants : atelier de vitrification de Marcoule (AVM), démarré en 1978, ateliers de vitrification R7 et T7 de La Hague, démarrés respectivement en 1989 et Dans l Inventaire national, les déchets vitrifiés sont regroupés en familles en fonction de leur lieu de production et de la nature des solutions vitrifiées. Colis de déchets vitrifiés CSD-V d Areva/La Hague (famille F de l Inventaire national) Cette famille de l Inventaire national concerne les conteneurs standard de déchets vitrifiés en acier inoxydable (CSD-V) dans lesquels sont conditionnées les solutions de produits de fission et d actinides mineurs, calcinées et incorporées dans une matrice de verre, dans les ateliers de vitrification R7 et T7 de La Hague. Areva a reçu en 2007 l autorisation de l Autorité de sûreté nucléaire de vitrifier des solutions de produits de fission issus de combustibles à taux de combustion plus élevés conduisant à des déchets vitrifiés à teneur augmentée en actinides. Les colis de déchets vitrifiés provenant du traitement des combustibles usés du CEA font aussi partie de cette famille. Conteneur standard de déchets vitrifiés - CSD-V 10 Montrer encore
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