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Pourquoi le retraitement du combustible usé est-il judicieux à long terme?
Dans la plupart des pays, le combustible usé des centrales nucléaires fait l'objet d'un stockage final direct, c'est-à-dire qu'il n'est pas retraité. Certains pays, dont la Suisse, récupèrent toutefois le plutonium issu du combustible d'uranium usé et le recyclent comme "combustible Mox" dans les réacteurs à eau ordinaire (REO) existants. Un deuxième recyclage du plutonium serait certes techniquement possible, mais n'est en général pas prévu. Le recyclage unique du plutonium permet de récupérer d'une quantité donnée d'uranium naturel quelque 15% d'énergie de plus et de diminuer de 30% la masse des transuraniens (TRU) fortement radiotoxiques dans le déchet hautement radioactif, masse rapportée à la production d'énergie électrique. Etant donné que ces améliorations sont modestes et que le recyclage ne suscite aucun attrait économique, il n'est pas étonnant qu'à l'heure actuelle, divers milieux ne considèrent pas le retraitement du combustible comme une option judicieuse.
Une telle conclusion n'est toutefois pas admissible pour les systèmes avec cycle du combustible entièrement fermé tels que les analyse l'étude de l'AEN. Avec ces systèmes dits "de transmutation", non seulement le plutonium, mais aussi les actinides "mineurs" (neptunium, américium et curium) sont récupérés du combustible usé et recyclés autant de fois que nécessaire pour fissionner. Ceci présente l'avantage qu'en règle générale, les produits de fission sont moins radiotoxiques que les actinides. Si finalement l'uranium est lui aussi recyclé dans son intégralité, on obtient un système nucléaire qui nécessite cent fois moins d'uranium qu'un REO et produit des déchets ne contenant pratiquement pas d'actinides. Dans cette perspective, le retraitement doit être considéré comme étant non seulement judicieux, mais même comme la technologie clé sur la voie d'une technique nucléaire plus durable.
Les stratégies de référence de l'AEN
Au cours de ces dernières années, on a proposé un grand nombre de stratégies de transmutation qui non seulement varient en fonction des conditions spécifiques des pays, mais présentent également des différences supplémentaires. Les cinq stratégies de référence présentées à la figure 1 sont toutefois suffisamment représentatives pour une étude générique. Les stratégies sélectionnées se fondent sur les considérations et hypothèses suivantes:
- Etant donné que les réacteurs à eau ordinaire (REO) domineront le marché pendant longtemps encore, les réacteurs de transmutation doivent être conçus de manière à pouvoir assister un nombre maximal de REO. Une stratégie entièrement "Réacteurs à neutrons rapides" (RNR), la seule qui n'est pas basée sur le REO, est considérée comme une option à très long terme.
- L'adoption d'une nouvelle technique du type qui est considéré ici n'a de sens que si elle peut être utilisée pendant 100 ans au moins. Dans un tel cas, les phases d'introduction et de déconstruction, qui se dérouleraient probablement de manière différente dans les divers pays, ne sont pas déterminantes pour les propriétés de la stratégie et peuvent être analysées séparément. Dans l'attente d'une stabilisation des besoins énergétiques futurs, le niveau de puissance est supposé constant pendant la phase d'exploitation.
- Etant donné que la réduction visée de la toxicité d'un facteur 100 ne peut être atteinte qu'avec des cycles du combustible entièrement fermés, d'autres cycles du combustible avec transmutation n'ont pas été étudiés.
Critères de durabilité
Dans l'étude de l'AEN, les stratégies de transmutation optimisées dans ces hypothèses sont comparées sous les angles de la préservation des ressources (besoins en uranium naturel), du respect de l'environnement (déchets radioactifs) et de la compétitivité (prix de revient de l'électricité) à une stratégie tout REO avec stockage final direct du combustible usé. En ce qui concerne les déchets de haute activité qui soulèvent un intérêt particulier, on fait la distinction entre les pertes de TRU et de métaux lourds et la toxicité à long terme des déchets déterminée par les actinides (cette dernière dépend de la durée).
La figure 2 montre que toutes les stratégies de transmutation atteignent des facteurs de réduction de la masse des TRU de presque 200 et qu'elles ont la même valeur sous cet angle (pour la radio-toxicité, on observe les mêmes tendances pendant la période importante de 1000 à 100'000 ans, mais les facteurs de réduction sont légèrement plus faibles). En ce qui concerne les besoins en uranium, on constate que les stratégies fondées sur le REO ne présentent qu'un avantage non significatif et qu'une percée de ces stratégies exige le passage à une stratégie RNR. Il existe des différences significatives en matière de compétitivité, les stratégies RNR-TRU et Mox-AM (actinides mineurs) se révélant les plus avantageuses, et la stratégie tout RNR la moins avantageuse. Les comparaisons suivantes des techniques des réacteurs devront donc tenir compte de la rentabilité.
Technique des réacteurs
La stratégie RNR-TRU
La possibilité d'utiliser des réacteurs rapides comme "incinérateurs de transuraniens" est connue depuis longtemps déjà et a fait l'objet d'études approfondies aux Etats-Unis entre autres, dans le contexte de l'IFR (Integral Fast Reactor). Pour des raisons d'exploitation et de sûreté, un incinérateur RNR critique ne peut toutefois pas être exploité avec seulement du combustible RNR. L'adjonction nécessaire d'uranium réduit la capacité d'incinération du RNR et donc le nombre de réacteurs à eau ordinaire servis. On constate que la contribution de l'incinérateur RNR à la production d'électricité du parc de réacteurs ne doit pas être inférieure à 37%.
La stratégie RNR-TRU est attrayante dans la mesure où elle n'exige pas une nouvelle technique de réacteur et que les incinérateurs RNR pourront être utilisés ultérieurement comme réacteurs rapides normaux. Etant donné que les réacteurs rapides sont tendanciellement plus chers que les réacteurs à eau ordinaire, le prix de revient de l'électricité est toutefois supérieur de 10 à 20% par rapport à la stratégie tout REO.
La stratégie ADS-TRU
La stratégie ADS-TRU ne se distingue de la stratégie RNR-TRU que par le fait que le réacteur rapide fonctionne à l'état sous-critique, c'est-à-dire comme ADS ("Accelerator Driven System"). Les avantages de l'ADS (système hybride) sont la possibilité d'un fonctionnement avec du pur combustible TRU (sans uranium) ainsi que le faible inventaire de TRU dans le réacteur et dans les installations du cycle du combustible. Ceci permet de réduire le quota des réacteurs de transmutation dans le parc de réacteurs et d'optimiser certaines propriétés d'exploitation et de sûreté. L'analyse des coûts montre toutefois que la stratégie ADS-TRU entraîne un prix de revient de l'électricité nettement plus élevé que la stratégie RNR-TRU dans la mesure où les réacteurs de transmutation économisés ne compensent pas le surplus de coûts engendré par l'accélérateur. On peut donc se demander si une stratégie entièrement ADS-TRU atteindra un jour une importance pratique.
La stratégie Mox-TRU
Etant donné que, sous forme de combustible Mox, le plutonium peut aussi être utilisé dans des réacteurs thermiques classiques et dans des réacteurs rapides, il est facile de compléter la stratégie ADS-TRU par une étape Mox-REO insérée entre le REO et l'ADS. On parvient ainsi à la stratégie Mox-TRU qui se caractérise par un quota maximal de réacteurs à eau ordinaire dans le parc de réacteurs. L'étape Mox supplémentaire remplace en partie l'ADS et le prix de revient de l'électricité s'en trouve ainsi réduit. La stratégie Mox-TRU pourrait intéresser les pays qui utilisent déjà la technologie Mox-REO.
La stratégie Mox-AM
Avec la stratégie Mox-AM (actinides mineurs), la mise à profit du plutonium dans des réacteurs Mox classiques, qui présente un avantage reconnu, est appliquée de manière encore plus conséquente. Pour fermer entièrement le cycle du plutonium, il faut toutefois un incinérateur de plutonium comme composant supplémentaire du réacteur. On sait néanmoins que les réacteurs RNR-Mox développés en France et au Japon se prêtent à cette fin. Avec la stratégie Mox-AM, la part des hybrides dans la production d'électricité n'atteint que 5%. L'analyse des coûts montre que la stratégie Mox-AM deviendra ainsi aussi rentable que la stratégie RNR-TRU.
La stratégie Mox-AM a été proposée au Japon dès les années 90; elle est devenue connue sous le nom de "Double Strata Strategy". Son caractère "évolutif" pourrait finalement se révéler décisif pour ses chances sur le marché: dans une première phase (sans hybrides), la stratégie pourrait en effet être utilisée pour une gestion optimale des excédents de plutonium; les dépenses supplémentaires pour l'extension ultérieure en stratégie de transmutation seraient alors relativement modestes.
La stratégie "tout rapide"
Bien que les stratégies RNR-TRU et "tout rapide" reposent sur le même type de réacteur rapide, elles sont fondamentalement différentes l'une de l'autre: contrairement à la première, la deuxième utilise l'uranium naturel directement, c'est-à-dire sans le passage par des réacteurs à eau ordinaire. Il faut pour cela équiper le réacteur rapide d'une "couche fertile" et d'un cycle supplémentaire correspondant du combustible. Le prix de revient de l'électricité relativement élevé de la stratégie "tout rapide" (voir fig. 2) s'explique par cet équipement supplémentaire et par l'utilisation exclusive de réacteurs rapides, tendanciellement plus chers. Une stratégie "tout rapide" ne pourra donc s'imposer qu'en cas de raréfaction des ressources en uranium. Etant donné que, parallèlement aux critères relatifs au respect de l'environnement, la stratégie "tout rapide" remplit de manière presque idéale le critère de la préservation des ressources, cette stratégie continue toutefois de constituer l'objectif lointain du développement du nucléaire.
Exigences posées au retraitement
Les stratégies de transmutation avec cycle du combustible entièrement fermé posent des exigences élevées au retraitement: les réductions élevées de TRU et de radiotoxicité qui ont été décrites ne peuvent être atteintes que si 99,9% de tous les actinides peuvent être récupérés du combustible usé, et la forte radioactivité, ainsi que la chaleur de décroissance des combustibles de transmutation qui en dépend, exige de nouveaux processus de séparation. Les processus chimiques qui répondent aux exigences posées ont certes été testés avec succès en laboratoire, mais ils devront faire l'objet d'autres travaux de développement pour une application industrielle.
La forte radioactivité des combustibles de transmutation est une conséquence directe de leur teneur élevée en actinides mineurs. La figure 3 montre que par rapport au combustible à uranium utilisé dans les REO actuels, les combustibles des stratégies fondées sur le REO développent une chaleur de décroissance de 10 à 130 fois plus élevée. Ceci signifie que ces combustibles ne peuvent plus être retraités avec les méthodes chimiques habituelles par voie aqueuse, le solvant se décomposant trop rapidement sous irradiation. On dispose comme alternative des méthodes pyrochimiques qui ont déjà été développées partiellement il y a quelque temps pour l'IFR mentionné ci-dessus.
La figure 3 montre également les besoins de retraitement en kilogrammes de métal lourd par térawatt-heure d'électricité produite. Il est intéressant de noter que ces besoins diminuent avec l'augmentation de la chaleur de décroissance. Ceci signifie que les difficultés à maîtriser avec les diverses stratégies sont certes différentes, mais globalement de même importance.
Etant donné qu'avec le procédé pyrochimique, les actinides restent toujours ensemble et que seuls des produits de fission sont séparés, contrairement à ce qui se passe avec les procédés aqueux, le procédé pyrochimique est aussi le procédé "naturel" pour le retraitement de combustibles de transmutation, procédé qui renforce par ailleurs la résistance à la prolifération dans la mesure où la séparation de plutonium pur est supprimée. Le procédé pyrochimique convient par ailleurs aussi pour des volumes relativement faibles de combustible. Ceci permet d'associer l'installation de retraitement au réacteur et de réduire ainsi la distance des transports de combustibles de haute activité.
Le risque du stockage géologique se trouve-t-il aussi diminué?
Un élément important de la capacité d'un dépôt final à être autorisé est le risque encouru par la population, c'est-à-dire la dose annuelle de rayonnements reçue par un individu, dose qui ne devra jamais dépasser la valeur limite fixée par les autorités (0,1 mSv par an en Suisse). Or l'exploitant doit démontrer également un risque limité en cas d'endommagement accidentel des barrières artificielles et naturelles du dépôt définitif.
Le risque d'exploitation d'un dépôt définitif est dominé pendant quelques centaines de milliers d'années par les produits de fission à vie longue, qui sont nettement plus mobiles que les actinides (exception: dépôt final de Yucca Mountain, Etats-Unis). On comprend facilement que la transmutation des actinides mineurs n'atténue tout d'abord "que" le risque d'accident du dépôt final et que l'on doit donc s'occuper aussi de la transmutation, ou de l'immobilisation encore meilleure de produits de fission critiques. On ne possède toutefois actuellement que peu de connaissances certifiées dans le domaine de la transmutation des produits de fission.
Il serait utile dans ce contexte de disposer entre autres d'analyses de risque pour des inventaires de stockages spécifiques à la transmutation. Premier pas dans cette direction, l'étude montre, sur la base de la stratégie Mox-AM, comment la transmutation des actinides mineurs réduit les taux maximaux de rejets d'actinides critiques du dépôt dans la roche d'accueil. L'impact sur la dose individuelle n'est pas analysé étant donné qu'il dépend fortement des caractéristiques de la roche d'accueil et donc de l'emplacement précis du dépôt. La comparaison au niveau des taux de rejet permet toutefois de conclure que l'utilité de la transmutation est nettement plus faible pour le risque du dépôt définitif que pour la radio-toxicité.
Recherche et développement
Du fait de la longue phase d'introduction due au multirecyclage du combustible, les stratégies de transmutation décrites ne pourront porter leurs fruits qu'à long terme. Elles n'offrent donc aucune alternative directe à l'évacuation des déchets radioactifs des centrales nucléaires actuelles. Mais si l'on veut que la technologie soit disponible dans la deuxième moitié de ce siècle, il faut s'attaquer d'ores et déjà à son développement. Sur la base de cette constatation, divers pays ont lancé il y a quelques années des travaux importants de recherche et développement qui sont largement intégrés aujourd'hui dans des coopérations internationales.
Etant donné que la technologie des réacteurs rapides est en principe connue et aussi partiellement éprouvée, la recherche et développement se concentre surtout sur la technologie du combustible. Les combustibles de transmutation, qui diffèrent fortement, de par leurs caractéristiques, des combustibles classiques, doivent tout d'abord être fabriqués, testés en réacteur, et finalement retraités. Ceci exige entre autres des réacteurs d'essai à spectre neutronique rapide et des laboratoires qui puissent manipuler des combustibles à part élevée d'actinides mineurs.
Si l'on envisage une stratégie "hybrides", il faut développer également la technologie d'accélérateurs de protons à haut rendement, de cibles de spallation refroidies au métal liquide et de réacteurs sous-critiques. Pour les cibles de spallation, il s'agit essentiellement de nouvelles technologies des matériaux, et pour le réacteur sous-critique, de physique des réacteurs et de questions de sûreté. Pour étayer définitivement la capacité de fonctionnement du système ADS, il faudra aussi finalement construire à moyen terme une installation de démonstration hybride.
Conclusions
Les principales conclusions de la nouvelle étude de l'AEN peuvent se résumer comme suit:
- Les systèmes nucléaires avancés avec cycle du combustible entièrement fermé permettent de réduire de cent fois la toxicité à long terme des déchets par rapport à une stratégie REO avec stockage final direct du combustible usé. Ces systèmes exigent toutefois de nouvelles méthodes (pyrochimiques) de retraitement avec des pertes très faibles de combustible (un pour-mille environ). L'utilité de la transmutation est nettement plus faible pour le risque d'exploitation du dépôt définitif, c'est-à-dire sous l'angle de la dose individuelle résultant de l'exploitation normale.
- Alors que les diverses stratégies de transmutation présentent des potentiels similaires de réduction de la radiotoxicité, les exigences posées au cycle du combustible sont très différentes. Ces différences sont certes importantes pour la recherche et développement, mais elles n'autorisent pas encore une évaluation concluante des diverses stratégies.
- Si l'on considère également les aspects de la technique des réacteurs et de la rentabilité, les stratégies RNR-TRU et Mox-AM sont particulièrement intéressantes dans les conditions précises de l'étude: la stratégie RNR-TRU se fonde sur la technique de l'IFR déjà proposée antérieurement, mais exige de gros investissements dans cette technique; la stratégie Mox-AM utilise largement la technique connue REO et RNR avec retraitement par voie aqueuse, si bien que la technique des hybrides, et la technique du combustible de transmutation particulièrement exigeante dans ce cas, peuvent être limitées à une partie très restreinte du parc de réacteurs.
- On comprend bien ainsi que l'utilité des hybrides doit surtout être vue dans le contexte de la stratégie Mox-AM.
A l'heure actuelle, la rentabilité est souvent évoquée comme constituant le seul critère des chances d'une technique sur le marché. Mais dans le cas de la transmutation, les coûts supplémentaires (de 10 à 20% seulement selon l'étude AEN) doivent être comparés aux coûts d'autres techniques énergétiques respectueuses de l'environnement, et le progrès technique à escompter jusqu'à la maturité industrielle doit être pris en considération. Tout comme la mobilité personnelle, la consommation d'énergie fait partie des besoins fondamentaux de l'homme dans les pays industrialisés. Dans la technique automobile, ceci a permis l'introduction du catalyseur, que l'Europe avait refusé auparavant comme n'étant pas rentable; pourquoi la transmutation, qui peut être considérée comme une sorte de catalyseur pour l'énergie nucléaire, ne connaîtrait-elle pas dans l'avenir un sort similaire? Un renoncement prématuré intentionnel à cette technique ne serait en tous cas pas très prévoyant.
Explication des abréviations
RNR: réacteur à neutrons rapides. Réacteur de fission nucléaire qui fonctionne avec des neutrons "rapides" qui se forment lors de la fission nucléaire. Du fait de leurs propriétés physiques particulières, les réacteurs rapides peuvent aussi bien "générer" de nouvelles matières fissiles "qu'incinérer" des matières fissiles superflues.
ADS: Accelerator-Driven System. L'ADS est un système hybride qui comporte un puissant accélérateur de protons, une cible de spallation pour la production de neutrons "externes" et un réacteur de fission sous-critique. "Sous-critique" signifie qu'aucune réaction en chaîne indépendante ne peut être entretenue.
Mox: Combustible nucléaire composé d'oxydes mixtes d'uranium et de plutonium. A l'heure actuelle, le combustible Mox est utilisé couramment dans des réacteurs à eau légère.
AM: Actinides mineurs. Les actinides neptunium, américium et curium, moins fréquents dans le combustible usé.
TRU: Transuraniens. Incluant le plutonium et les actinides mineurs (voir AM). Ils sont bien plus radiotoxiques que l'uranium.
DHA: Déchets de haute activité. Déchets hautement radioactifs se composant d'assemblages combustibles usés ou de produits de fission et d'actinides conditionnés après retraitement.
Bibliographie
Accelerator-Drive Systems and Fast Reactors in Advanced Nuclear Fuel Cycles - A Comparative Study, AEN/OCDE (2002). ISBN 92-64-18482-1. www.nea.fr/html/ndd/reports/2002/nea3109-ads.pdf
* L'auteur est consultant indépendant et travaillait auparavant comme chef de projet, directeur de la physique des réacteurs et responsable de la sûreté nucléaire à l'Institut Paul-Scherrer. Au niveau international, il a représenté la Suisse dans diverses instances de l'Agence de l'OCDE pour l'énergie nucléaire (AEN) et de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA). Il a rédigé le présent article en tant que chef du groupe d'experts de l'AEN qui a réalisé l'étude décrite.
Source
Dr. Peter Wydler*, Oberrohrdorf