Source: https://solar-club.web.cern.ch/gazette/1996/153_07.html
Timestamp: 2020-08-03 12:40:12+00:00
Document Index: 88516178

Matched Legal Cases: ['arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ']

Le palier des réacteurs de 1450 MWé
Les réacteur à eau sous pression qui équipent les centrales nucléaires françaises sont globalement semblables. Cette standardisation de la conception des centrales n'a pas empêché l'introduction de nouveautés technologiques au fur et à mesure de leur conception et de leur réalisation.
Le palier des réacteurs de 1450 MWé, dit palier N4, fait suite au palier de 900 MWé (qui comprend 34 réacteurs) et à celui de 1300 MWé (20 réacteurs). Au-delà de l'augmentation de puissance, le palier N4 se distingue des précédents par des innovations technologiques qui, en particulier, prennent en compte le retour d'expérience de l'exploitation des réacteurs en service, avec notamment pour objectif une amélioration de la fiabilité, de la sûreté et de la radioprotection.
Parmi ces innovations, la plus significative du point de vue de la sûreté, est l'informatisation complète de la conduite du réacteur.
Pour le palier N4, outre les deux réacteurs de CHOOZ B, EDF prévoit de mettre en service deux autres unités à CIVAUX, dans la VIENNE.
Le chargement du premier réacteur de la centrale de CHOOZ B a été autorisé par le ministre de l'environnement et le ministre de l'industrie le 2 novembre 1995, et l'autorisation de première divergence de ce réacteur et de montée à 50 % de la puissance nominale a été accordée par la DSIN le 24 juillet 1996.
Le chargement du deuxième réacteur de la centrale de CHOOZ B a été autorisé le 2 septembre 1996. Les opérations de chargement sont terminées et les essais précritiques à froid sont en cours de réalisation.
A ce jour, le fonctionnement des installations de la centrale de CHOOZ B n'a pas conduit à observer d'anomalies notables.
Par ailleurs, le rejet des effluents radioactifs liquides et gazeux du site nucléaire de CHOOZ a été autorisé par deux arrêtés du 6 juin 1996 signés par les ministres chargés de la santé, de l'environnement et de l'industrie.
- d'une part, la réduction d'un facteur 5 (excepté pour le tritium) de la radioactivité annuelle pouvant être rejeté dans l'environnement, par rapport aux valeurs traditionnellement retenues,
- d'autre part, l'introduction de prescriptions plus complètes en ce qui conceme le rejet des substances chimiques présentes dans les effluents radioactifs.
Pour le premier réacteur de CIVAUX, le chargement est prévu pour le mois de mars 1997 et la divergence en juin 1997.
Pour le deuxième réacteur, le chargement est prévu en juillet 1998 et la divergence en septembre 1998.
Dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée, les pompes primaires ont pour fonction d'assurer la circulation d'eau entre la cuve du réacteur où elle s'échauffe au contact des éléments combustibles et les générateurs de vapeur dans lesquelles elle transfère ses calories à l'eau du circuit secondaire afin de produire la vapeur qui alimente le groupe turbo-altemateur.
La partie hydraulique du groupe motopompe primaire du palier N4 a été modifiée par rapport aux paliers antérieurs afin de disposer d'un débit plus élevé dans chaque boucle du circuit primaire.
Les différents essais, réalisés sur une boucle d'essai puis lors des essais de démarrage des réacteurs de CHOOZ B, ont révélé une augmentation inexpliquée des performances hydrauliques. L'origine de cette évolution n'est pas encore expliquée à cejour.
Sur le plan de la sûreté, cette évolution des performances pourrait avoir un impact sur le débit de fluide primaire envoyé par chaque pompe vers le coeur du réacteur. Cette augmentation de débit, si elle était trop importante, pourrait avoir des conséquences défavorables sur la sûreté: augmentation du temps de chute des grappes d'arrêt de la réaction nucléaire, maintien mécanique insuffisant des assemblages combustibles.
A la demande de l'Autorité de sûreté, des meures de surveillance en continu du débit de chaque pompe et du débit du fluide arrivant dans le coeur ont été mises en place, assorties d'actions en cas d'atteinte des critères d'alarme. Elles permettent d'assurer le maintien du niveau de sûreté du réacteur. EDF s'est également engagé à modifier l'hydraulique en cas de dépassement des critères de sûreté.
Les grappes de commandes sont des groupes de tiges solidaires, mobiles, contenant une matière absorbant les neutrons qui, suivant leur insertion dans le coeur du réacteur, permettent de contrôler la réaction nucléaire. Elles pénètrent dans le coeur du réacteur en coulissant dans des tubes-guides. En cas d'arrêt d'urgence, ces grappes de commande doivent d'insérer gravitairement dans le coeur le plus rapidement possible afin de stopper la réaction en chaîne. Une valeur maximale du temps d'insertion des grappes a été fixée dans le rapport de sûreté, en se basant sur la cinétique des accidents envisagés.
Les tubes-guides des grappes de commande initialement prévus pour le palier N4 étaient légèrement différents de ceux du palier 1300 MWé. Ils étaient du même type que ceux situés à DAYA BAY en CHINE (province Guang-Dong). Or, en février 1995, il a été mis en évidence, pendant l'exploitation de la centrale de DAYA BAY, une augmentation anormale du temps de chute des grappes. Cette anomalie était principalement due à la conception des guides de grappes.
Pour les réacteurs du palier N4, à la demande de l'autorité de sûreté, EDF s'est engagé à proposer une solution permettant de retrouver une situation identique à celle des réacteurs des paliers précédents.
Après avoir envisagé de réaliser une modification provisoire des guides, EDF a décidé de remplacer les guides de grappes des réacteurs du palier N4 par des modèles identiques à ceux du palier de 1300 MWé.
Cette proposition a été acceptée par l'Autorité de sûreté, sous réserve cependant qu'EDF vérifie au cours du premier cycle du réacteur no1 de CHOOZ B l'absence de dérive significative du temps de chute des grappes.
Ce remplacement des guides de grappes, qui pour le réacteur no1 de CHOOZ B a été effectué avant la divergence, a été réalisé avant chargement sur le réacteur no 2. Il en sera de même pour CIVAUX.
Le contrôle-commande a deux fonctions principales: permettre aux opérateurs de piloter le réacteur, engendrer des actions automatiques de protection assure la surveillance de la température, de la pression, du flux neutronique, des débits..., et déclencher le cas échéant l'arrêt d'urgence du réacteur et les actions de sauvegarde telles que l'injection de sécurité.
C'est dans ce domaine que se trouve la principale innovation du palier N4 par rapport au palier de 1300 MWé.
Sur le palier 1300 MWé, la salle de commande est de type classique (avec des boutons poussoirs disposés sur un pupitre, des cadrans et des vérines d'alarme) et les liaisons sont encore en grande partie «fil à fil»; l'information est limitée au système de protection.
Sur le palier N4, l'ensemble du contrôle-commande utilise des calculateurs et des liaisons par réseaux locaux, et la salle de commande est équipée d'écrans sensitifs de commande, d'écrans d'alarmes présentant celles-ci de façon hiérarchisée, d'écrans pouvant afficher les schémas renseignés des différents circuits de la centrale, ou les procédures de conduite et enfin d'in synoptique mural actif qui présente, à tout instant, l'état des principaux systèmes de la centrale. L'informatisation offre également une assistance à la conduite, notamment en situation accidentelle.
Un pupitre de conception classique, appelé «panneau-auxihaire», a été prévu pour permettre à l'opérateur de ramener le réacteur dans un état sûr en cas de défaillance du système informatique.
L'évaluation menée par l'Autorité de sûreté a porté tant sur la sûreté des logiciels mis en oeuvre que sur la modification de l'interface avec l'opérateur. Compte tenu de l'ampleur de l'innovation introduite par EDF dans le contrôle-commande, la DSIN a voulu compléter les expertises techniques dont elles disposait en tirant parti de l'expérience des autres industries mettant en oeuvre des matériels informatiques. A cet effet, la DSIN s'est appuyée dans son examen sur un groupe de travail d'experts français appartenant à des secteurs industriels tels que l'aéronautique ou les transports ferroviaires.
Concernant la sûreté des logiciels, l'analyse menée par l'autorité de sûreté a notamment permis de vérifier que:
- les défaillances possibles de l'informatique ne portent pas gravement atteinte à la sûreté;
- les passages d'un mode de conduite à un autre (informatique <=> conventionnel) ne posent pas de problème de sûreté;
Concernant l'interface homme-machine, l'Autorité de sûreté a examiné, sur la base d'essais effectués sur simulateur pleine échelle:
- les conditions de changement de mode de conduite (informatique < = > conventionnel);
- la présentation sur les écrans des informations relatives à l'état de l'installation et des procédures de conduite;
- la cohérence entre le déroulement des procédures informatisées et le raisonnement des opérateurs;
- l'organisation du travail entre les différents membres de l'équipe de conduite.
Un suivi particulier est réalisé par EDF et toute éventuelle anomalie de logiciel qui pourrait être détectée lors du fonctionnement fera l'objet d'une analyse par l'Autorité de sûreté afin de déterminer ses conséquences éventuelles et la nécessité d'une correction immédiate ou l'acceptabilité du maintien en l'état jusqu'à correction dans une version ultérieure.
Construit à partir de 1976, le réacteur à neutrons rapides Superphénix a atteint sa pleine puissance pour la première fois en 1986. De 1986 à 1990, des périodes de fonctionnement et d'arrêt se sont succédées, le réacteur connaissant quelques incidents dont deux ont été classés au niveau 2 de l'échelle française de gravité des événements nucléaires.
Le premier, en avril 1987, est lié à la détection d'une fuite de sodium dans la cuve interne de stockage des éléments combustibles usés (barillet). Cette fuite n'a été stoppée qu'après 3 semaines et bien que son débit soit faible, 20 tonnes environ de sodium ont pénétré dans l'espace entre la cuve interne et la cuve de sécurité. Cet espace étant maintenu en atmosphère d'azote, il n'y a pas eu de combustion du sodium. Le système d'évacuation des assemblages combustibles usés a été modifié afin de ne plus utiliser la cuve incriminée. L'arrêt a duré 20 mois. Le réacteur a été autorisé à redémarrer en janvier 1989.
Le second incident, en juillet 1990, est dû à une pollution de sodium du circuit primaire. Il a été classé au niveau 2 de l'échelle française de gravité car, au-delà de la défaillance des équipements, le délai de réaction de l'exploitant a été jugé excessif, comme en avril 1987. Cet arrêt a duré plus de 4 ans, une nouvelle autorisation de création de l'installation étant délivrée à l'issue de celui-ci. Au cours de cet arrêt l'instruction menée par la DSIN a conduit l'exploitant à améliorer la prévention et la protection contre les feux de sodium.
A l'issue de la procédure, le Gouvemement, s'appuyant en matière de sûreté sur le rapport de la DSIN, se déclare favorable au redémarrage du réacteur, tout en précisant que la mission de Supeiphénix doit s'orienter vers la recherche et la démonstration, en mettant au second plan la production d'électricité.
En 1994, on comptera 7 incidents qui seront tous classés au niveau 0 de l'échelle INÈS. En particulier, une fuite sur le dispositif d'alimentation en argon de la «cloche» d'un échangeur intermédiaire amènera à déclarer 2 incidents. Une première apparition intermittente de cette fuite en cours d'essai à puissance réduite (<3% PN) conduira à la mise en place d'une surveillance particulière. La réapparition de la fuite, alors que le réacteur était couplé au réseau à 15 % de puissance, entraînera, le 25 décembre 1994, l'arrêt du réacteur pour localisation de la fuite.
La fuite sera localisée au niveau d'une soudure, immergée sous plusieurs mètres de sodium, raccordant la tuyauterie d'alimentation en argon longue de plus de l0m et la cloche de l'échangeur intermédiaire. Deux possibilités ont été examinées pour éliminer la fuite:
- le remplacement de l'échangeur intermédiaire, solution longue et coûteuse;
- la mise en place, au niveau de la soudure, d'un manchon interne à la tuyauterie, l'étanchéité étant assurée aux deux extrémités du manchon par application d'une pression supérieure à 1000 bars. Cette solution délicate à mettre en place, mais moins lourde que la précédente, sera finalement retenue. Une maquette d'essai sera réalisée afin de garantir la faisabilité de l'opération et d'entraîner les équipes chargées de l'intervention.
La réparation de la tuyauterie d'alimentation en argon, autorisée par la DSIN le 25 juillet1995, a été particulièrement suivie par l'Autorité de sûreté. Cette réparation s'est déroulée de manière satisfaisante. L'arrêt du réacteur aura cependant duré sept mois.
Le 22 août 1995, la DSIN autorise la reprise de la montée en puissance du réacteur.
On notera globalement 5 incidents en 1995. L'un d'entre eux sera classé au niveau 1 de l'échelle INÈS, mettant en cause la qualité de la fabrication. La DSIN a demandé des examens complémentaires par courrier du 17 novembre 1995.
En dehors du suivi général de l'installation nucléaire et des opérations de démarrage et sans prendre en compte l'attention particulière portée aux différentes opérations des réparations précitées, 17 inspections (contre 15 en 1994) et 8 visites techniques ont été menées par l'Autorité de Sûreté en 1995.
Depuis le début de l'année 1996, Superphénix fonctionne sans difficulté. Durant le mois de janvier la centrale est restée à 30% de sa puissance nominale. L'autorisation de monter à 60% de puissance a été délivrée le 1er février 1996 et après un palier à 40% la centrale a fonctionné à 50% de sa puissance nominale depuis le 6 février 1996 jusqu'au 3 mai1996, date de l'arrêt programmé pour remplacement des barres de commande.
L'exploitant a cependant décelé mi-mars une légère reprise de la fuite de l'échangeur intermédiaire qui ne s'était plus manifestée depuis la réparation de juillet 1995. Le niveau de fuite reste cependant inférieur au critère d'acceptabilité et le fonctionnement du réacteur n'a pas été affecté.
L'arrêt programmé s'est déroulé du 3 mai 1996 au 18 juillet 1996, le redémarrage ayant été autorisé le 17 juillet 1996 et le réacteur a repris son fonctionnement à 50% puis 60% de la puissance nominale.
La demande d'autorisation de fonctionnement au-delà de 60% et jusqu'à 90% de la puissance nominale a été déposée le 5 août 1996. Conformément à la lettre DSIN du 17 novembre 1995, les deux principaux dossiers accompagnant cette demande concernent:
* le réexamen de la qualité de fabrication de circuits importants pour la sûreté que l'exploitant doit entreprendre à partir des Dossiers de Fin de Fabrication (DFF).
* l'amélioration de la surveillance en exploitation: reprenant une préoccupation exprimée dans son rapport du 18 janvier 1994, la DSIN a indiqué à l'exploitant que l'autorisation de dépasser 60% était conditionnée à la présentation du programme de recherche et développement pour renforcer la détection précoce de défaillances sur des matériels importants pour la sûreté.
Depuis le début de l'année 1996, 5 incidents ont été déclarés dont un classé au niveau 1 de l'échelle INÈS.
L'exploitant a programmé un arrêt à partir de janvier 1997 afin de modifier la configuration du coeur et apporter les améliorations demandées par la DSIN. En particulier, la première rangée d'assemblages fertiles sera remplacée par des assemblages fertiles sera remplacée par des assemblages en acier pour rendre le coeur moins surgénérateur, conformément aux nouvelles missions assignées au réacteur.
Par ailleurs, la mise en service, avant l'arrêt, de l'Atelier Pour l'Évacuation du Combustible (APEC) devra faire l'objet d'une autorisation ministérielle, conformément au décret no 63-1228 du 11 décembre1963.
Enfin, la montée au delà de 90% de la puissance nominale devra faire l'objet d'une autorisation de la DSIN qui devrait intervenir vraisemblablement après l'arrêt mentionné ci-dessus.
Regroupement de 250 associations pour l'arrêt définitif de la centrale nucléaire de Creys-Malville (Isère)
9, rue Dumenge -69004 LYON - Tél. : 0478282922- Fax: 0472977004
le Groupement de Scientifiques pour l'Information sur l'Énergie Nucléaire (GSIEN)
2, rue François Villon -91400 ORSAY - Tél. : 01 60 10 03 49- Fax: 01 60 14 34 96
Communiqué de presse commun du 2 juillet 1996
à propos du rapport de la «Commission chargée d'évaluer la possibilité réelle
de faire de la recherche avec Superphénix»
Superphénix: la centrale nucléaire qui lave plus blanc
Raymond Sené, représentant du GSIEN a, en mai 1996, démissionné de la commission Castaing estimant que «les conclusions vers lesquelles elle s'orientait étaient en contradiction avec l'analyse du GSIEN «En effet de la non-maîtrise des feux de sodium en passant par les multiples incidents dont il a été le siège, Supeiphénix est une machine chère (50 milliards), dangereuse et mal conçue.
Il était et reste évident au GSIEN et aux Européens contre Superphénix que ce réacteur doit être arrêté et démantelé au plus vite.
Le tour de passe passe qui a consisté à déclarer ce réacteur prototype pour la recherche et la démonstration serait le comble de l'humour noir s'il ne s'agissait d'un réacteur présentant de graves lacunes au plan de la sûreté et, donc de la sécurité des populations. De plus cette déclaration est une duperie car Superphénix, avec son chargement d'origine essaie de faire des kWh. Il ne sera réacteur de recherche (???) qu'à partir de l'an 2000 s'il ne s'arrête pas avant pour panne grave.
Superphénix, réacteur de l'avenir? Ce réacteur dont la conception remonte aux années 70 est un raté technologique. Il faut savoir arrêter les expériences ratées et il est dommage que la Commission Castaing, tout en reconnaissant les lacunes des programmes expérimentaux, ait insisté pour «l'utiliser comme une source de neutrons rapides». Le GSIEN estime que, si des expériences doivent être menées elles le seront plus utilement et plus facilement près d'un accélérateur ou d'une boucle de recherche.
Le GSIEN et les Européens contre Superphénix déplorent que, lors de l'examen des dossiers une fois de plus on n'ait pas fait le bilan de ce qu'on a fait, de ce qu'on sait faire et de ce qu'on rêve de faire. Malgré l'opposition d'une majorité de la population, les tenants de Superphénix ont gagné sans combattre et ceci n'avancera pas le problème des déchets.
De toute façon, les déchets traitables par Superphénix ne sont qu'une infime partie du tas énorme que nous entassons depuis 50 ans. Est-il raisonnable d'envisager d'avoir plusieurs dizaines de Superphénix en France pour traiter les tonnes de déchets radioactifs??
Le GSIEN et les Européens contre Superphénix déplorent que la survie de Superphénix nous engage pour de longues années sur la voie du nucléaire et empêche toute révision du programme énergétique de la France. C'est si facile de continuer et de persévérer dans l'erreur en voulant faire croire que le problème des déchets nucléaires sera résolu demain avec Superphénix qui lavera plus blanc.
Contact presse : Philippe Brousse (tél. : 04 78 28 29 22).
Superphénix, le fleuron du programme français a, encore, été sauvé sur le filet. La Commission, pourtant sans membres appartenant directement au C.E.A., n'a pas réussi à aller au bout de son analyse. Elle s'est arrêtée sur les déchets. La présentation de sa mission comme celle de ses membres est assez restrictive (il n'y a pas eu d'effort pour aller au bout du sujet ni de sa part ni de la part des ministres concernés ou plus exactement il y a eu quelques blocages):
«Elle a été chargée de donner son avis sur la capacité de Superphénix à fonctionner en outil de recherche».
Effectivement c'était sa mission mais dans ce cadre elle a bien débordé sur les déchets et pas du tout sur Superphénix, réacteur.
Ce qu'on pouvait espérer était une analyse de ce qui avait été fait, se faisait, allait se faire. On ne demandait pas un rapport sur la pertinence des programmes mais sur leur possible réalisation à partir non pas de ce qui est promis mais de ce qui est réellement accessible avec SPX. Il ne fallait pas oublier de préciser qu'il existe déjà une commission qui évalue les programmes de réduction des déchets et que NERSA fait un rapport semestriel sur le programme d'acquisition de connaissances. on pouvait donc partir de ce qui avait été analysé et éviter de paraître découvrir Superphénix.
Quant à la composition de la commission, certes elle fut formée d'experts indépendants c'est-à-dire ne dépendant pas directement du système mais force est de constater que l'indépendance ça se gagne et se cultive. N'est pas indépendant qui veut, encore faut-il le vouloir.
- les déchets doivent être éliminés, mais la notion déchets ne s'appliquant qu'à ceux du retraitement cela déplace l'étude et ne traite pas le problème dans son intégralité,
- SPX a coûté cher, il faut rentabiliser les crédits engloutis dans ce monstre.
la commission biaisait sa réflexion en ne regardant pas tous les tenants et les aboutissants du sujet.
D'une part comme cela doit être souligné une fois de plus, les déchets issus du retraitement ne sont qu'une infime partie de l'immense problème et d'autre part le problème a beaucoup évolué depuis 1991, la fermeture du cycle prônée par EdF n'est plus à l'ordre du jour.
Dès à présent, en effet, EdF n'envisage pas de retraiter plus des deux tiers de ses combustibles, le reste sera provisoirement entreposé avant un stockage éventuellement définitif dans un siècle minimum. La commission qui souhaite explicitement ne pas léguer de problèmes aux générations futures va le faire ipso facto et aurait du intégrer cette nouvelle donnée dans ses travaux.
La commission chargée du suivi de la loi de 1991 a introduit une petite analyse de cette nouvelle approche du problème des déchets. En effet ce non retraitement conduit inéluctablement au stockage en l'état des combustibles usés. Il est alors clair que Superphénix ne changera rien au legs. Au contraire, si on le garde il ne fera que compliquer la situation. Il ne faut pas entretenir de faux espoirs, la partie actinides des déchets est certes fort encombrante mais finalement ce sont les déchets de moyenne, faible et très faible activité qui représentent les volumes les plus importants et posent donc le plus problème. Ils en posent d'autant plus qu'ils sont mal évalués, mal repérés et que leur traitement se révèle très difficile et donc coûteux. Or il se trouve que ces déchets ne pourront pas être traités en accélérateur ou en réacteur, il faut donc en limiter les quantités pour éviter de multiplier les problèmes.
En effet le PAC 1 est destiné à vérifier si Superphénix peut être un réacteur fournissant de l'électricité, et de plus il est souhaité qu'il fasse de la recherche or, pour pouvoir faire des expérimentations, le réacteur doit fonctionner et délivrer un flux de neutrons important. La formule:
«que les travaux menés dans le cadre du PAC 1 visent prioritairement à améliorer le fonctionnement et la sûreté du réacteur Superphénix et qu'ils prennent le pas sur la recherche d'un accroissement de ses performances...» risque de s'avérer incompatible avec les buts affichés et induire de sérieux problèmes de sûreté.
La demande «que les expérimentations conduites dans le cadre des PAC 2 et 3 n'affectent pas la sûreté d'une maniêre significative.» est bien le moins qu'on puisse exiger. C'est même un peu court, ces expérimentations ne doivent pas être menées si la sûreté devait être affectée.
Quant aux deux derniers alinéas concernant «la qualification industrielle de choix techniques qui seraient en tout état de cause prématurés...» et «le programme concernant la tenue des divers matériaux» ils risquent de n'être pas suivis. En effet il y a incompatibilité entre une qualification industrielle même prudente et des essais de matériaux, essais de matériaux qui, en tout état de cause ne dépendent pas de Superphénix mais d'une recherche fondamentale que les coûts de Superphénix risquent de mettre à mal.
Le problème des matériaux est traité dans l'annexe V. Il est évident qu'il s'agit d'un point crucial qui est la pierre angulaire du développement de la filière sodium comme il l'est pour les REP, la filière thorium, etc.
Comme il est mentionné dans cette annexe:
«A titre d'exemples de phénomènes métallurgiques, le plus souvent non prévus, ayant marqué l'histoire des réacteurs, mentionnons ici:
a) la diffusion rapide du plutonium au travers des gaines (à base de magnésium) des réacteurs graphite-gaz. Cette diffusion polluant en sodium le caloporteur, fut découverte sur le tas et imposa brutalement d'incorporer dans l'élément combustible, à la fabrication, une barrière de diffusion entre combustible et gaine;
b) la croissance sous irradiation, phénomène découvert quant à lui précocement et consistant en une déformation continue, due à l'irradiation, des matériaux de structure cristalline anisotrope. Ce phénomène, qu'on évite dans le combustible par l'emploi de cristaux cubique (par exemple UO2) se manifeste dans les gaines de structure hexagonale des REP (zircalloy). Modérée dans le domaine actuel des taux de combustion, la croissance du zircalloy peut devenir préoccupante si l'on veut augmenter ceux-ci;
c) le gonflement, soit du combustible par accumulation de bulles de gaz de fission ou des éléments de structure par création de micro-cavités dues à l'irradiation, induit une diminution des sections de passage du caloporteur, provoque des contraintes mécaniques et crée les conditions d'une fragilisation qui peut être inquiétante notamment en cas de séisme.
Ces exemples illustrent la quasi-impossibilité de prédire, hors d'un effort de recherche expérimentale considérable, des phénomènes subtils et pourtant lourds de conséquences. Ainsi, pour a), où l'irradiation ne joue aucun rôle, on est en présence d'une diffusion anormalement rapide du plutonium dans le magnésium, que rien ne laissait prévoir (les expériences de diffusion de I' uranium n'avaient présenté aucun caractère inquiétant). Pour b), le détail du mécanisme qui dépend des conditions de germination de petits défauts cristallins, n' est pas encore complètement élucidé à l'heure actuelle. Pour c), il a fallu un effort de recherche considérable pour découvrir par exemple les conditions de mobilité des bulles de gaz dans le combustible, et plus encore pour comprendre que l'origine des cavités était la conséquence d'un déséquilibre de capture des défauts d'irradiation par les dislocations.
Il est donc clair en particulier qu'aucun code de calcul ne saurait suffire pour déterminer l'état et les propriétés d'une aiguille combustible après tel ou tel temps de fonctionnement. Il y a là une différence majeure avec d'autres paramètres d'un réacteur (carte de flux de neutrons par exemple) ou même du combustible. Ainsi, pour celui-ci, on calculera avec une grande confiance l'évolution dans le temps de sa radioactivité au cours du stockage grâce à un systèmes d'équations différentielles couplées, aussi bien (ou mal) déterminées que les valeurs des constantes (par exemple les périodes radioactives) sont bien (ou mal) connues. Les solutions ne peuvent donc comporter ici que des erreurs numériques. S'agissant du comportement en réacteur d'un matériau, ce sont palfois certaines valeurs numériques (cas de l'exemple a), mais le plus souvent la nature même des phénomènes sous-jacents (cas b et c) qui sont insuffisamment connus, des variations infimes des propriétés chimiques, physiques, élastiques... du système pouvant f aire bifurquer celui-ci sur une évolution inattendue et éventuellement dommageables.
Certes le PAC affiche un programme matériaux important... Mais ce programme qui est appelé surveillance des assemblages et surveillance des absorbants limite son ambition à l'examen des objets en laboratoire chaud après séjour en réacteur (Phénix et Superphénix).
Cet examen est évidemment indispensable et il faut à cet égard insister sur le nécessaire maintien - et probablement, ici et là, sur la rénovation - des moyens actuels moyens d'examen en cellules actives de Marcoule et Cadarache. C'est là que l'on pourra observer les grandes tendances, valider certains choix (nuances d'acier, conditions de fabrication des pastilles..), établir des lois de déformations, ausculter les ruptures de gaines, etc.
S'en tenir là, notamment pour les inconnues que comportent CAPRA et SPIN, serait toutefois insuffisant car on se limiterait alors à observer, sans guère pouvoir comprendre.»
La conclusion de cette annexe est que pour les 3 grands domaines:
- exploration de nouvelles voies, le plomb par exemple
il n'y a pas assez d'études prévues ni de tests du moins dans les différentes fiches du PAC.
La commission demande que «le programme concernant la tenue des divers matériaux (combustible, matériaux de gaine et de structure) ne se limite pas à de simple essais de validation technique et s'appuie sur un effort important de recherche fondamentale, expérimentale et théorique, en thermodynamique des solides, en physique de la déformation, en corrosion et en effets des radiations.» Reste à savoir ce qui sera effectivement réalisé de cette demande.
La commission recommande finalement «que les expérimentations s'inscrivent dans le cadre de l'axe 1 de la loi du 30 décembre 19,91 relatives aux recherches à mener sur les déchets radioactifs...». D'une part la loi a inscrit un examen en 2006 mais elle n'a pas inscrit une obligation de résultats.
D'autre part les motivations de cette loi ont quelque peu changé avec la décision d'EdF de ne pas retraiter l'ensemble des combustibles, décision qui a été connue en 1996.
La commission a comme ligne de conduite pour donner ses conclusions une approche qu'on peut ne pas partager et même juger incorrecte:
«Au terme de son examen, la commission considère comme légitime le désir de tirer tous les enseignements possibles des investissements considérables, intellectuels et financiers, qui ont déjà été consentis pour la réalisation de Superphénix, étant entendu que, dans son esprit, les connaissances recherchées ne limiteront pas leur objectf à la qualification de ce réacteur particulier et auront, dans toute la mesure du possible, une portée plus générale.»
La commission a comme ligne directrice la loi de décembre 1991. En conséquence elle explicite qu'«elle aurait pu recommander par exemple qu'un nouveau Phénix soit construit d' urgence. Mais, la construction en serait-elle entreprise dès aujourd'hui, ce réacteur expérimental viendrait trop tard pourpermettre l'acquisition en temps utile de résultats susceptibles d'éclairer les débats prévus à l'échéance 2006 fixé par la loi.»
Au risque de se répéter il faut noter que la loi de 1991 fixe un rendez-vous en 2006 pour statuer ou non sur la faisabilité. Si rien ne peut être décidé il est prévu, «le cas échéant», de continuer les recherches. De toute façon la nouvelle stratégie d'EdF qui consiste à prévoir le retraitement de 850 tonnes de combustibles sur les 1200 sortant du parc, oblige à se pencher sur le stockage en l'état du combustible pour ces 350 tonnes orphelines.
Dans ces conditions, compte tenu des coûts et des incertitudes de sûreté est-il raisonnable de garder Superphénix ? Évidemment la réponse de cette commission semble être oui mais est-ce (et je me répète volontairement) raisonnable?
La commission a sur ce sujet des analyses contradictoires dont elle reconnaît les contradictions. En effet pour exécuter les différents points des PAC il faut que le réacteur fonctionne, soit «une disponibilité adéquate est un facteur nécessaire au bon déroulement de tous les volets du PAC ; mais elle en est le moyen et non 1' obiectf. »; mais cette nuance sera-t-elle prise en compte par NERSA en particulier et EdF par ailleurs. Le fonctionnement en réacteur de recherche n'a pas d'adéquation avec le fonctionnement en réacteur industriel. Simplement on peut penser que faire du kW sera la préoccupation des exploitants.
La commission juge aussi que «compte tenu des dépenses passées et irréversibles, les connaissances visées par ce PAC 1 peuvent effectivement, sauf indisponibilité chronique qui remettrait en cause l'ensemble du programme, être acquises à coût marginal.», on peut alors se référer au rapport de la Cour des Comptes qui estime le coût de Superphénix à 34 milliards en 1996, coût qui grimpe à 60 milliards en 2000.
Or le coût de fonctionnement de Superphénix est seulement estimé autour du milliard par an, faut-il en déduire que les PAC vont revenir à 20 milliards ou que signifie cette estimation, y entre-t-il une provision pour démantèlement?
Deuxième volet du PAC
Ce point ne paraît pas essentiel à la commission pour au moins 2 raisons:
- «Il reste à démontrer que l'introduction de tels combustibles n'affectera pas significativement le fonctionnement et la sûreté du réacteur, ce qui demandera un volume d'études complémentaires considérable.»
- «Il apparaît ainsi que, pour ce qui concerne tout au moins la gestion du plutonium, la disponibilité de RNR à taux de sur ou sous- génération modulable n'aurait de véritable utilité économique que dans l'une ou l'autre de deux solutions extrêmes: poursuite voire développement du nucléaire actuel, ou au contraire renoncement à tout programme nucléaire.»
En conséquence pourquoi retraiter?
Pourquoi miser sur le MOX pour préserver des ressources puisque de toute façon on ne recyclera pas le MOX (décision EdF 1996) et pour éviter la prolifération (combustible usé première génération tout aussi efficace)?
La commission reconnaît que d'une part il faut être sûr de la sûreté du réacteur chargé avec des types de combustibles inconnus et que d'autre part les RNR ne sont d'aucune utilité pour le moment devant la suprématie des REP. Quant à l'avenir leur place reste une interrogation car d'autres voies peuvent être choisies: sans nucléaire ou bien avec d'autres combustibles. Elle annonce aussi:
- «Nos descendants proches ou éloignés qui prendraient la décision d'arrêter tout programme électronucléaire auraient à régler le problème posé par l'inventaire du parc. Ils auraient le choix, dans le cadre des technologies actuellement disponibles, entre deux possibilités:
- ou bien mettre la totalité de l'inventaire aux déchets;
- ou bien procéder à l'incinération de cet inventaire dans des réacteurs à eau ou à neutrons rapides, mais 50 à 200 ans de poursuite d'un nucléaire seraient nécessaires pour la simple réduction de l'inventaire d' un facteur 10. La mise en oeuvre de cette incinération et des opérations de recyclage associées impliquerait des durées qui pourraient dépasser largement un siècle; elle ne serait par ailleurs pas exempte de risque.»
Malgré cette analyse fort pessimiste, la commission ne veut pas donner un avis et préfère qu'on active les opérations pour vérifier l'apport des RNR et seulement à la lumière de cette nouvelle approche faire enfin «une analyse avantages-inconvénients en terme de risque.»
La différence d'analyse réside dans le fait que la commission croit encore possible un miracle alors que le GSIEN est persuadé que les RNR sont des machines trop compliquées et trop peu sûres pour les utiliser industriellement.
De plus nous sommes persuadés que le problème des déchets est loin de se limiter aux actinides. Dans ces conditions il faut se concentrer sur TOUS les déchets et pas juste sur la partie certes très préoccupante mais faible en quantité.
Quant à la menace sous-jacente «qui prendraient la décision d'arrêter» et «auraient à régler le problème posé par l'inventaire du parc.» elle conduit à arrêter le plus vite possible et à se préoccuper des déchets. Quoiqu'on en dise:
- arrêter le retraitement limite les stocks accessibles de plutonium
- arrêter le nucléaire limite l'inventaire.
Reste évidemment à gérer ces arrêts mais ce serait plus réaliste
que continuer Superphénix qui nous conduit dans une impasse encore plus rapidement.
En ce qui concerne ce volet des études complémentaires sont nécessaires avant toute décision. Le programme proposé n'est pas réaliste car il consiste à réaliser ce qu'on sait faire sans étudier l'impact sur l'ensemble de l'inventaire.
Les conclusions annexes ne sont pas réalistes. Superphénix ne peut pas être un réacteur industriel ET un réacteur de recherche. Il n'est pas conçu en réacteur de recherche et son aménagement n'est pas plausible.
La commission a recommandé qu'«un effort prioritaire soit porté sur le chargement en américium».
Pour partie elle semble avoir été entendue puisque le CEA a présenté un projet nouveau pour 1999.
Il faut noter que faisant fi de ses propres réserves et ne gardant (c'est bien le moins) que «sous réserve bien entendu d'un fonctionnement comme réacteur industriel dans des conditions de sûreté totalement satisfaisantes.» la commission présente Superphénix comme un outil de recherche, offrant des neutrons rapides et des possibilités d'irradiation de longue durée.
Il faut savoir raison garder et se rendre compte que Superphénix ne va pas devenir bien conçu par magie.
Analyse du rapport technique détaillé
L'avant-propos expose la stratégie qui sous-tend le rapport. Il s'agit de gérer le problème des combustibles irradiés, il est clair qu'il ne s'agit pas d'une stratégie applicable à l'ensemble des déchets. En conséquence et compte tenu des options françaises des années 60 le soutien de Superphénix semble inéluctable. C'est cette apparence de politique sans autre choix que nous jugeons fausse. A la lumière de l'expérience accumulée on se doit de tirer les leçons et non pas espérer des miracles.
A la lumière des ennuis actuels et de la prise en charge du problème des déchets, on peut relire les contributions des uns et des autres.
Cependant le développement du nucléaire a été militaire et ceci explique la voie du retraitement et de l'utilisation du plutonium. Quoiqu'on en dise il y a eu effectivement une série d'argumentaires pour stopper Superphénix et pour la prise en charge des déchets. De fait ils n'ont pas été entendu, c'est la raison de la construction d'un surgénérateur de 1200 MWé, construction qui s'est avérée un échec. Il est affirmé que «la France... était conduite au saut technologique qu'a constitué le passage direct à l'échelle du prototype industriel Superphénix.». Rien ne justifie cette extrapolation sinon d'avoir cru être capable de la faire, c'était un pari et il est raté. Quant à l'argumentaire «fermeture de cycle», même le rapport prend des gants «La rapidité d'évolution du discours a pu entretenir l'impression d'arguments de circonstance.» La réaction des populations au problème des déchets a constitué à faire miroiter qu'on serait capable de les faire disparaître par «incinération». Outre que le mot est inapproprié car on ne fait pas disparaître mais on modifie, on ne traite qu'une infime partie du monceau (même si c'est une partie gênante) et on garde les déchets de mines et de démantèlement.
Les commentaires sur l'expérience Superphénix sont critiques:
«une sous-estimation des difficultés qu'était susceptible d'entraîner le changement d'échelle que constituait le passage de Phénix directement à l'échelle industrielle;
une conception liée à des choix industriels contestables:
- recherche de surgénération maximale;
- priorité donné à la réduction des coûts dans la perspective du passage direct à une fabrication de série; c' est ainsi que le barillet a été réalisé en acier ordinaire;
- réalisation directe d'un objet industriel non modulaire, qui a rendu difficiles les contrôles et très lourdes les interventions...
- des contrôles insuffisants de qualité de fabrication;
- de façon générale, un montage industriel insuffisamment maîtrisé...»
Cette série d'arguments dont nous reconnaissons la pertinence nous conduit à exiger l'arrêt de Superphénix et nous ne suivons pas la commission qui, elle ne le demande pas.
De même nous pensons qu'une analyse, non pas des études de sûreté, mais de ce qui avait pu être étudié s'imposait.
Le rapport énonce tout et son contraire:
«En tout état de cause, le taux de disponibilité jusqu'ici observé est un indicateur très impaifait de la validité d'un tel prototype et vouloir le considérer comme critère de jugement ne conduirait pas à optimiser les décisions. Il reste que si une indisponibilité prolongée se manifeste à nouveau, malgré les travaux complémentaires accomplis à ce jour, il conviendra assurément d'en tirer la leçon.»
Les partenaires de NERSA ont partiellement répondu puisque la renégociation du contrat d'association a conduit à (Cour des Compte 1996):
«S.B.K. et E.N.E.L. demeurent associés au sein de NERSA et continuent jusqu'au 31 décembre 2000 à supporter leur quote-part des frais d'exploitation et de remboursements des emprunts sauf si la centrale se trouve maintenue à l'arrêt pendant vingt-quatre mois consécutifs.»
Plus loin la Cour des Compte ajoute «Ces livraisons d'électricité (14,5 milliards de kWh en 6 ans) correspondent à 49% de la production estimée de la centrale d'ici le 31 décembre 2000, ce qui implique un taux de disponibilité du réacteur de 60%.
Un tel taux pose un double problème: en premier lieu, l'aptitude de ce réacteur à fonctionner sur des périodes suffisamment longues reste à démontrer. Si tel n'était pas le cas E.d.F. devrait alors s'acquitter de ces livraisons en puisant sur sa production propre. Il convient, en deuxième lieu de s'interroger sur la compatibilité de ce niveau de production avec les dispositions du décret du 11 juillet 1994, en vertu desquelles le réacteur est un outil de recherche et de démonstration et non une centrale de production.». Et c'est bien le problème majeur, même s'il est vrai qu'un outil de recherche doit fonctionner, il n'y a aucune commune mesure entre un outil de production et celui de la recherche. D'ailleurs Superphénix n'a pas été conçu pour la recherche et ne le sera jamais. Si la France veut se doter des outils de son désir (mais est-ce vraiment son désir de se noyer dans le nucléaire ?) alors elle doit le faire sans réassigner des objectifs impossibles à une machine qui n'est pas prévue pour.
D'ailleurs le rapport le reconnaît : «A cet égard, elle est consciente du fait que les recherches relatives à l'axe 1 de la loi de 1991 pourraient être menées dans des conditions bien plus satisfaisantes sur un réacteur spécialement consacrés à de tels travaux. Elle aurait pu recommander par exemple qu'un nouveau Phénix soit construit d'urgence.»
La raison invoquée pour ne pas demander cette construction est «l'échéance 2006» de la loi sur les déchets. Il y a urgence à traiter correctement les déchets mais 2006 n'est pas une échéance pour décider mais pour faire le point. Par contre le fait que peut-être avoir un nouveau Phénix serait difficile peut expliquer qu'on ne le demande pas...
La commission a considéré que sa mission s'inscrivait sur 2 axes
- Outil de recherche indispensable pour les déchets,
- la sûreté ne fait pas partie des analyses.
D'une part le GSIEN estime que Superphénix est en soi trop dangereux pour être utilisable en outil de recherche, d'autre part on peut ignorer la sûreté dès lors que l'on étudie la possibilité de recherche sur un tel engin.
De plus le GSIEN n'est pas d'accord sur l'interprétation de la loi. Cette loi demande qu'on étudie le problème des déchets, elle ne demande pas de brûler les étapes.
Analyse du chapitre 2:
l'aptitude de Superphénix à mener à bien le programme envisagé
Les prémisses du chapitre sont entachées d'une erreur, par ailleurs déjà signalée, la loi de 1991 n'oblige pas à avoir trouvé une solution en 2006. Elle exige par contre qu'on fasse le point du problème, le tour des solutions et que surtout on sache affirmer ce qu'il convient de rechercher.
Compatibilité entre les 3 volets du PAC
1 - Démontrer la capacité d'un réacteur à neutrons rapides à produire de l'électricité
En soi la demande est légitime mais totalement irréaliste. Un réacteur unique ne peut permettre cette démonstration. Quant à l'affirmation «comment des expériences en temps masque d'un nombre limité d'assemblages ou d'aiguilles non standard prévues dans les PAC 2 et 3 pourraient incompatibles avec la démonstration de la capacité d'un réacteur à neutrons rapides de produire de l'électricité à un niveau industriel.» elle n'existe que parce qu'on ne se préoccupe pas de sûreté, ni de la faisabilité des aiguilles..
Cependant le rapport analyse les conditions de fonctionnement:
d'une part à la lumière du décret de 1994 qui, pour des raisons de sûreté, limite les quantités de plutonium et d'actinides. L'avis de la DSIN est considéré comme essentiel et la commission a raison de le souligner,
d'autre part le manque de souplesse de Superphénix face à Phénix.
L'analyse des coûts est aussi un exercice de style difficile à contrôler. Ce qui ressort du rapport de la Commission et de celui de la Cour des comptes c'est que Superphénix coûtera au bas mot 7 milliards jusqu'en l'an 2000 et que inéluctablement on a aussi engagé 27,4 milliards qu'on paiera en 2000 ou en 1996 ou... De toute façon le 3ème coeur n'est pas compté dans cette arithmétique et il coûtera au bas mot 2 milliards. Ce qu'on en peut déduire c'est que cet engin frisotte les 60-70 milliards sans compter le coût des recherche et des proto Phénix et Rapsodie.
En effet dans la réponse du Gouvernement et d'EdF au rapport de la Cour des Comptes se trouve comptabilisée en positif la recherche (aléatoire !) d'incinération des actinides. Superphénix a un traitement de faveur que les recherches sur le solaire peuvent lui envier.
Ce coût limité et marginal justifie le choix fait d'après les instances officielles:
«Ce coût limité justifie le choix fait par les partenaires, certes sur des considérations non exclusivement économiques, de poursuivre la production au moins jus qu'à l'an 2000, ce qui permet, dans l'intervalle, à la centrale de démontrer ou non sa capacité à fonctionner correctement. »
Ceci est la réponse du président d'EdF. Celle du ministre est encore plus savoureuse:
«La décision de construire Superphénix a été prise en 1974, dans un contexte de forte croissance économique, alors qu'il devenait manifeste que les énergies primaires ne seraient pas inépuisables et que la France engageait un ambitieux programme de centrales nucléaires à eau pressurisée. Toutefois, on constate a posteriori que le passage direct d'un réacteur de 250 Mwé (Phénix) à un prototype de taille industrielle de 1200 Mwé (Superphénix) était un choix excessivement optimiste, et que la complexité de la technologie a entraîné des surcoûts d'investissement et des difficultés de fonctionnement importants.
Aujourd'hui, Superphénix reste irremplaçable pour certains travaux de recherche essentiels dans le domaine de l'aval du cycle du combustible nucléaire. Par ailleurs, l'exploitation de la centrale devrait être financièrement équilibrée au cours des prochaines années si sa disponibilité se maintient à un niveau suffisant. Enfin la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires a confirmé que la sûreté du réacteur était analogue à celle des réacteurs à eau pressurisée d'EdF.
Il serait regrettable de ne pas tirer le maximum de connaissances de cet outil qui existe, d'autant plus que cette acquisition de connaissances peut se faire moyennant un coût limité, qui sera compensé partiellement, en totalité, voire au delà, par les ventes d'électricité si la disponibilité du réacteur est suffisante.»
Comme quoi 7 milliards et un coeur à 2 milliards et tous les à côté c'est bien peu. Il s'agit d'un VRAI programme de recherche!!
Ce qui est remarquable c'est que finalement on est d'accord: SPX est un réacteur mal conçu, qui coûte cher. Mais on diverge totalement sur la conclusion. Le GSIEN écrit, affirme, analyse «il faut savoir arrêter les expériences ratées.», les autres disent «cela ne coûtera que quelques sous de plus, alors on continue.» Sauf que, en cas d'accident, les quelques sous grossiront très vite.
Le programme de recherche PAC 1
Dans les considérations générales la commission répète que «cette acquisition de connaissances peut être faite à un coût marginal.» mais explicite que «cette notion mérite d' être précisée.».
D'une part la Commission écrit «L'estimation précise de ce solde (coûts en cas d'arrêt moins valorisation) est apparue inaccessible...» et d'autre part «il semblerait légitime à la commission que ces coûts spécifiques (pour la recherche) représentent un montant significatif, au moins de l'ordre de 20% du coût d'exploitation, auquel ils viendront s'ajouter.»
De l'avis de la commission Superphénix «ne permet d'apprécier qu'imparfaitement les contraintes de la pleine maîtrise technique d'une filière et la connaissance des coûts.»
De toute façon la commission précise que «une disponibilité adéquate est un facteur nécessaire au bon déroulement de tous les volets du PAC. Mais elle en est le moyen, non l'objectif» Cette remarque est parfaitement vraie et adaptée à la situation, sauf que il est préférable d'arrêter les frais tout de suite car aucune expérience ne peut valablement être menée avec ce réacteur sauf essayer de lui tirer quelques kWh à un prix défiant tout concurrence, quoiqu'il soit affirmé sur les coûts marginaux du PAC comparés au coût de Superphénix.
La commission encourage également l'étude des matériaux parce que «le problème principal à résoudre étant de réduire le gonflement et le fluage sous irradiation.» et aussi «Si l'on veut augmenter significativement les durées d'irradiation». On constate une fois de plus que la commission ne va pas au bout de sa réflexion. Car s'il y a encore autant de problèmes de métallurgie, il vaudrait mieux utiliser les diverses boucles (MASURCA par exemple) pour faire ces études. Il est plus facile de concevoir des expériences de petite taille où l'on maîtrise les paramètres.
le programme de recherche PAC 2
Dans ce chapitre il y a une étude de la diminution des stocks de plutonium par passage en réacteur. Le but est pour finir la réduction du danger potentiel d'un stockage après retraitement. Comme il n'est pas fait mention de la nouvelle stratégie d'EdF de diminuer le retraitement, c'est une analyse qui ne tient pas compte de la réalité ni des possibilités actuelles. Finalement la commission suggère simplement d'utiliser Superphénix «comme un outil
d'irradiation de longue durée dont l'intérêt et la flexibilité devraient être appréciés en comparaison avec les autres moyens d'irradiation. »
Ce chapitre n'est pas un chapitre sur Superphénix mais sur les déchets. Dans ces conditions il faut se pencher sur les déchets. La solution incinération a-t-elle un sens? Compte tenu des stocks actuels de plutonium Superphénix ne changera rien au bilan. Il reste toujours qu'il faut disposer de 2 RNR pour 4 REP. Ce qui n'est pas le cas et ne le sera jamais: coût, délais de construction. La seule solution est l'arrêt du retraitement et le stockage en l'état des combustible. Je ne saisis pas ce qu'apporte le MOX au problème du plutonium. Sa fonction est de rendre le plutonium inaccessible au sein d'un nouveau combustible. Quel intérêt ? Autant le laisser dans l'assemblage REP.
Si on veut faire des progrès il vaut mieux étudier de nouveaux REP avec un coeur plus aéré, on ferait moins d'actinides mineurs et moins de plutonium. En effet les neutrons seraient ralentis davantage et on ne serait plus dans une zone d'absorption des neutrons. Tout est à gagner.
le programme de recherche PAC 3
La commission considère ce programme comme peu intéressant:
- se borne à peu de chose près à l'étude de l'incinération du plutonium; cet actinide est sûrement plus facile à se procurer et pose beaucoup moins de problèmes pour la confection d'assemblages destinés à une incinération en mode homogène mais I' intérêt de son élimination, dans le cadre général de la réduction de la nuisance potentielle des déchets reste relativement faible si on n incinère pas aussi la source du neptunium que constitue l'américium 241;
- n'a prévu, faute semble-t-il de moyens adéquats de chargement d'aiguilles en américium, que quelques irradiations d'aiguilles à faible teneur en américium provenant du coeur 1 et de quelques éléments riches en américium dans le coeur 3. Ces irradiations ne pourraient guère apporter, pour l'échéance 2006, d'éléments d'appréciation bien nouveaux par rapport à ceux que 1'on peut tirer des expériences déjà réalisées dans SUPERFACT.
- ne prendrait vraiment d'intérêt que si un effort prioritaire était porté sur des essais d'incinération, dite en un seul passage d'aiguilles d'américium sur matrice inerte, visant à le détruire à plus de 90 % en une seule incinération prolongée, de telle sorte que le résidu serait susceptible d'être directement envoyé aux déchets. De tels essais devraient dans toute la mesure du possible être abordés dès la mise en place du coeur 2, sur des aiguilles protégées par une surgaine appropriée.»
En conclusion ce programme ne sert pas un grand chose si on ne le modifie pas. Mais au risque de se répéter il est sûrement plus rentable de se lancer dans la modification des REP pour moins produire d'américium et donc ne pas avoir besoin de le détruire. De surcroît si on ne retraite pas il est dans une matrice sûre et à minima on peut entreposer en attente de ce qu'on saura un jour faire. On peut aussi limiter le recours au nucléaire pour éviter d'accroître les stocks de déchets.
Saint Priest la Prugne 1996
Comme vous le savez probablement, la mine de Saint Priest la Prugne a été en exploitation de 1955 à 1980, tout d'abord à ciel ouvert puis en travaux souterrains.
Le minerai était traité sur place, les résidus du traitement étant déversés dans un bassin de décantation.
L'exploitation de la mine s'est terminée en 1980. A cette date le problème des déchets issus des centrales commençait à être pris en compte, COGEMA avait pensé transformer le site en centre de stockage.
Cependant la municipalité et le collectif des Bois Noirs ont rassemblé de la documentation, fait intervenir des scientifiques pour étudier les dossiers.
Il est vite apparu que ce massif fracturé, à l'hydrologie complexe n'était pas du tout adéquat pour être transformé en site de stockage. Il s'est progressivement dégagé un consensus scientifique avec des géologues comme Ghislain de Marsily pour exiger l'abandon d'un projet mal conçu et mal étayé scientifiquement.
J'ai personnellement participé à la commission mise en place par les préfets, commission chargée de veiller à ce que le site ne soit pas abandonné sans travaux préalables. Le GSIEN a suivi la campagne de prélèvements qui a précédé les arrêtés préfectoraux réglementant la surveillance du site et les servitudes auxquelles devaient se soumettre COGEMA.
Ce site n'a pas été réhabilité et il a été laissé sans travaux de mise en sauvegarde mais avec une surveillance. Il a fallu 7 ans pour obtenir cette surveillance (arrêté du 30 décembre 1987 modifié en 1990).
Le problème des déchets issus du retraitement et celui de tous les déchets issus du fonctionnement des réacteurs a été réglementé par:
- site Manche et site Aube: pour les faibles et moyennes activités non contaminés par les éléments à vie longue comme uranium, thorium et radium.
- la loi du 30décembre 1991 qui gère la recherche de site de laboratoire pour tenter de créer des sites de stockage profond.
Mais il est resté sur le carreau (c'est le cas de le dire...) les déchets miniers et les déchets très faiblement actifs issus du démantèlement ou de diverses activités industrielles.
Le cas de Saint Priest
Cette mine a fait l'objet de nombreux rapports émanant du C.E.A., de l'ANDRA et de COGEMA.
- Étude de prospection préliminaire de sites présentant des caractéristiques favorables pour le stockage de faible et moyenne activité (rapport BRGM 1975)
- Analyse multicritéres des différentes options envisagées pour la gestion des résidus de traitement du site de Saint Priest (N. Fourcade et P. Zettwoog rapport interne SPT no 293 juin 1982)
- Evaluation des différents scénarios de gestion d'un stockage de résidus de traitement de minerai d'uranium (AIEA/18 - N. Fourcade et P. Zettwoog)
- Méthodes d'évaluation des différents scénarios envisagés pour la stabilisation et la gestion d'un stockage de résidus de traitement de minerai abandonné d'un millions et demi de mètres cubes, (N. Fourcade et P. Zettwoog, avril 1982, rapport CEA-Société Industrielle de stockage et d'assainissement)
Le BRGM en 1980 avait protesté énergiquement. En effet l'ANDRA prétendait que le BRGM avait classé Saint Priest comme un site favorable pour accueillir des déchets de faible et moyenne activité à vie courte. Or ce site n'était pas mentionné et le CEA avait en fait demandé au BRGM par une visite rapide «d'examiner sommairement les problèmes que pouvaient soulever son étude.»
Les études réalisées par la suite n'ont pas retenu le site de Saint Priest. La carte donnant la liste des sites potentiels fut publié par l'office Parlementaire (rapport Bataille 1990). Cette carte avait été établie en 1983. Le BRGM était donc tout à fait correct en déclarant en 1980: «néanmoins ce texte pourrait laisser entendre que le BRGM cautionnerait l'appréciation que le site de Saint Priest la Prugne présente des caractéristiques favorables, ce qui est contraire à la vérité; émettre un tel jugement anticiperait sur les résultats d'une étude qui vient seulement d'être amorcée et dont il n'est pas possible de préjuger des conclusions.»
A partir des études CEA faites par l'IPSN des propositions ont été formulées pour ce site, à partir des 3 principes suivants:
- Tant qu'il existe un cadre institutionnel accepté par tous, les problèmes de sûreté et de protection peuvent être traités de façon parfaitement rationnelle sur les plans techniques et économiques et de façon acceptable par les populations. Dans ce cadre des organismes nationaux de gestion du stockage et de surveillance de l'environnement, qui existent d'ailleurs en France, peuvent exercer avec efficacité leurs compétences.
- La mise en évidence récente que la radioactivité naturelle est un facteur biotique important, qu'il faut prendre en compte de toute façon au même titre que la météorologie par exemple, conduit inéluctablement les sociétés évoluées à mettre en place, et ce de matière définitive, des organismes de contrôle de la radioactivité des milieux physiques et biologiques et des matériaux de construction. La surveillance à long terme de ces stockages par les générations futures n'est donc pas une charge excessive à leur imposer.
- Un accroissement de la charge en radium dans la chaîne alimentaire, à la suite de la saturation des barrières qui assurent encore sa rétention, tel le barrage, et sans doute certains ailuvions, est également un risque possible à l'échelle de quelques dizaines d'années.
Des propositions ont été faites à l'époque. Ce sont les suivantes:
* Maintien à long terme de la situation transitoire actuelle (statu quo)
conclusion du rapport: «... aucun des risques évoqués plus haut ne serait réellement pris en compte. De plus, le financement d'éventuelles mesures conservatoires, si elles devenaient nécessaires à moyen terme, risquerait d'être difficile à trouver.»
* Déplacement des résidus vers un site de stockage plus approprié et restitution des sols à leur état initial;
conclusion du rapport: «Ici cette solution n' est pas possible car il n'y a pas de carrière dans la région capable de recevoir 15'000'000 tonnes de produits et capable d'isoler à long terme ces produits du public. »
* Stabilisation in sîtu et reconstitution d'un nouveau paysage après recouvrement
2 scénarios: couverture générale des résidus. On commence par la vidange lente du bassin puis stabilisation chimique de l'ensemble du stockage ou partiel et solidification des résidus
On assèche lentement et on reprend les boues puis on solidifie.
*Utilisations des résidus et du barrage en tant que matériaux valorisables pour les opérations de génie civil et restitution des sols à leur état initial.
*Valorisation des modifications topographiques apportées au site création d'un plan d'eau et éventuellement d'une centrale hydroélectrique.
Après un examen de la situation en fonction d'une série de critères, N. Fourcade et P. Zettwoog arrivent à la conclusion que le mieux est «la création d'une zone de loisirs associée à une centrale hydroélectrique.»
Ce ne fut pas la conclusion de COGEMA qui, en 1984 a retenu la solution «bassin en eau»
En effet la COGEMA déclarait «Dans un premier temps, COGEMA a examiné les différentes hypothèses pouvant être envisagées pour le devenir du bassin. Cet examen a fait ressortir que deux d'entre elles; bassin en eau et consolidation présentaient des fiabilités équivalentes.
La solution consolidation suppose la poursuite d'expérimentations et d'observations avant sa mise en oeuvre définitive. Elle ne permet donc pas l'établissement d'un calendrier précis et sûr de réalisation.
Par contre la solution bassin en eau qui fait appel à des techniques bien connues et maîtrisées peut être mise en oeuvre rapidement. c' est cette solution qui a été retenue. Elle consiste à aménager le site de façon que l'ensemble des résidus miniers soit recouvert d'une lame d'eau qui assure une bonne protection radiologique.»
COGEMA s'était engagé à faire le suivi du site et à assurer le financement pour la surveillance de la digue. Une série d'études devaient se terminer en 1986:
* expertise de la digue pour évaluer son comportement à long terme,
* étude de l'influence des crues sur le bassin permettant de défmir le mode d'évacuation à retenir et les ouvrages que cela nécessite.
L'arrêté préfectoral régissant le suivi a été signé en 1987, après la fin des travaux demandés à COGEMA. Après Tchernobyl (1986) et un certain nombre de scandales comme le site du BOUCHET (1990), celui de Saint Aubin (1991) le Conseil Supérieur de Sûreté et d'Information Nucléaire a chargé une commission présidé par Mr Desgraupes, vice président du CSSIN, de faire le point. A la suite de ce rapport ravageur l'Office Parlementaire s'est saisi du problème des TFA et son vice-président Mr le Déault a établi un rapport bien documenté et montrant que la situation était fort mal gérée. C'est pourquoi en 1993 François Barthélémy a été chargé d'une mission sur les TFA dont la première partie porte sur le stockage des résidus de traitement de minerai d'uranium. Dans le cadre de l'examen du site des Bois noirs il recense les solutions envisagées par la COGEMA:
* Solutions conservant le plan d'eau
Dans ce cadre on peut envisager le passage de la Besbre par le bassin à condition de réduire la pente aval de la digue et de s'assurer qu'en cas de crue il n'y ait pas le risque d'entraîner les résidus stockés.
* Solutions laissant les résidus en place mais éliminant la lame d'eau
Il faudrait assurer le recouvrement des résidus. Ceci suppose un assèchement partiel de ces résidus pour leur donner une résistance suffisante. Il faudrait prendre des dispositions pour l'écoulement de la Besbre en condition normale et en cas de crue.
COGEMA estime le coût des travaux à quelques dizaines de millions de francs. Cette solution, meilleure que le statu quo, dépend de la possibilité de réduire la teneur en eau des résidus.
* Le transfert des résidus a proximité immédiate mais en dehors du fond de vallée.
Dans l'ancienne mine à ciel ouvert il y a 300'000 m3 disponibles. Il faudrait agrandir l'excavation et ajouter une digue de 10m pour pouvoir stocker 13'000'000 m3.
Le bassin vidé, il faudrait réduire la hauteur de la digue à au plus 20m pour, éventuellement en faire un plan d'eau.
Le déplacement de 1,3 Mm3 se chiffre en dizaines de millions de francs. Cependant cette solution moyennant la précaution et les études justificatives nécessaires permettrait d'obtenir une solution à long terme avec un minimum de surveillance.
Les conclusions dii rapport sont très claires:
* objectifs: respecter la valeur limite d'exposition de 1 mSv/an; réduire les contraintes sur l'utilisation des sols; réduire le nombre et la surface des sites; limiter les activités interdites; réduire à long terme l'entretien et la surveillance autant que possible.
* conditions techniques du réaménagement: améliorer la caractérisation des résidus (forme chimique et migration des radioéléments) ; stabilité des stockages (digues). Par exemple la digue du bassin de stockage des Bois Noirs constitue une solution sûre à court et moyen terme. Pour le long terme il faudra envisager un autre type de stockage: recouvrement des résidus pour éviter les intrusions; la connaissance hydrogéologique doit être améliorée; les émanations de radon doivent être limitées; analyse des voies de transfert; respect de 1 mSv. Pour cela étudier les sites. * organisation administrative: après la phase aménagement et la
surveillance de ces travaux (pendant 5 à 10 ans) transfert à l'ANDRA pour la surveillance à long terme; IPSN et Groupe permanent doivent être consultés; prévoir le droit et les procédures; informer populations et élus.
L'analyse des dossiers de 1980, de 1984 puis ceux plus récents (1993) montre qu'il serait temps de faire un bilan. En effet fermée depuis 1980, la mine est sous surveillance depuis 1987 et il manque toujours un état des lieux, à défaut d'un point zéro, un état du réseau hydro-géologique, un récapitulatif des diverses hypothèses d'abandon des résidus avec les études permettant de les examiner, un état sanitaire, doses, etc., un état de la composition chimique des résidus. En effet il y a eu des dossiers CEA, il y a maintenant quelques dossiers IPSN. Il y a des rapports mais jamais de mise sur la table des problèmes et une discussion entre des populations concernées avec leurs élus et leurs experts et les protagonistes. Le dossier doit être ouvert et avant l'enquête publique. Une enquête publique n'est pas le moment où on discute de l'état des lieux c'est le moment où on essaie de faire passer des solutions sans apporter les éléments permettant de les juger.
Quelques extraits du rapport de la Cour des Comptes sur Superphénix
Le décret précité du 11 juillet 1994 a modifié la mission initiale de Superphénix. La centrale ne doit plus être considérée comme une unité de production mais comme un outil de recherche et de démonstration au service d'un programme d'acquisition des connaissances (P.A.C.).
Celui-ci a pour objet à la fois:
Il s'agit d'une réorientation radicale de l'objectif initial de Superphénix conçu au départ pour fonctionner en surgénérateur c'est-à-dire pour produire plus de plutonium qu'il n'en consomme) et qui se voit désormais assigner une mission de sous génération (c'est-à-dire régénérer moins de plutonium qu'il n'en est consommé pour produire de l'énergie). Cette réorientation nécessitera une nouvelle étude de sûreté et une autorisation ministérielle à l'occasion du fonctionnement du réacteur sous cette nouvelle configuration, lors du chargement en 1998 du troisième coeur.
Dans ces conditions, le Gouvernement s'interroge désormais sur l'utilité d'un tel outil. Une commission scientifique formée d'experts indépendants sous la présidence d'une personnalité, membre de l'institut et du collège de la prévention des risques technologiques, a été réunie le 4 octobre 1995 et a remis le 20 juin 1996 un rapport évaluant les capacités de Superphénix comme instrument de recherche, notamment en matière d'incinération des déchets radioactifs.
Déjà en 1992, le rapport au Premier ministre concluait: «Superphénix peut contribuer aux recherches sur l'aval du cycle... par une validation de l'utilisation du combustible assurant l'incinération des actinides à une échelle industrielle.» Ce rapport avait aussi rapproché les capacités de consommation de plutonium de Superphénix des quantités produites par le parc des centrales nucléaires classiques français. Il ressort que l'ensemble du parc français de REP produit chaque année environ 11 tonnes de plutonium et 1,1 tonne d'actinides mineurs; les capacités du surgénérateur ne sont pas à la hauteur de ces besoins d'élimination; ce dernier ne permet de réduire la production annuelle de plutonium que de 2% environ et ne saurait donc participer à la stabilisation du stock en France. Pour enrayer le gonflement de ce stock, il faudrait construire un tel nombre de RNR que cette perspectives est irréaliste.
Par ailleurs la décision de modification des missions de Superphénix a conduit les actionnaires minoritaires à s'interroger sur la poursuite. Ces interrogations ont été à l'origine de difficultés entre les partenaires durant le dernier semestre de 1994 et le début de l'exercice 1995. Les négociations engagées ont abouti et ont été formalisées dans un protocole d'accord signé le 15 septembre 19954, qui modifie la convention de 1973 sur les points suivants:
- S.B.K. et E.N.E.L. demeurent associés au sein de NERSA et continuent jusqu'au 31 décembre 2000 à supporter leur quote-part des frais d'exploitation et de remboursement des emprunts sauf si la centrale se trouve maintenue à l'arrêt pendant vingt-quatre mois consécutifs;
- en contrepartie E. d.F. livre à ses partenaires 14,5 milliards de kWh en 6 ans et prend en charge le coût du programme d'acquisition des connaissances à hauteur de 100 millions de francs par an.
Ces livraisons d'électricité correspondent à 49% de la production estimée de la centrale d'ici le 31 décernbre 2000, ce qui implique un taux de disponibilité du réacteur de 60%.
Un tel taux pose un double problème; en premier lieu l'aptitude de ce réacteur à fonctionner sur des périodes suffisamment longues reste à démontrer. Si tel n'était pas le cas E.d.F. devrait alors s'acquitter de ces livraisons en puisant sur sa production propre. Il convient, en deuxième lieu de s'interroger sur la compatibilité de ce niveau de production avec les dispositions du décret du 11 juillet 1994, en vertu desquelles le réacteur est un outil de recherche et de démonstration et non une centrale de production.