Haute activité


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Déchets HAVL

Les déchets HAVL sont les déchets ultimes de l'énergie nucléaire.

Dans le domaine nucléaire, les déchets HAVL désignent une catégorie de déchets nucléaires à la fois à « Haute Activité » (de l'ordre du Tera Becquerel par gramme, 10^12 Bq/g) et à « Vie Longue » (supérieure au millier d'années). Ils sont également appelés « déchets de type C ». Ce sont les déchets ultimes de l'énergie nucléaire, les « cendres » du combustible nucléaire.

Ce sont les plus dangereux des déchets nucléaires, du fait de la grande concentration de radioactivité qu'ils représentent : en 2009, en France, ces déchets représentaient en volume 0.2% des déchets radioactifs inventoriés par l'Andra, mais rassemblaient 94,98 % de la radioactivité totale des déchets radioactifs produits jusqu’au 31 décembre 2007.[1] La concentration de radioactivité dans ces déchets est telle qu'ils sont une source importante de chaleur, dont il faut tenir compte pour leur Conditionnement.

Les déchets de haute activité et à vie longue émettent pendant des durées pluri-séculaires ou pluri-millénaires des rayonnements ionisants. Le mode de gestion de ces déchets doit donc permettre de les isoler de la biosphère pendant la durée nécessaire à leur décroissance. L'un des modes de gestion proposé (voire retenu) dans certains pays est le stockage en couche géologique profonde. En France on effectue un retraitement de ce type de déchets ce qui permet, entre autres, de réduire le volume occupé par ces derniers.

Sommaire

Description

Cendres du combustible nucléaire

Les déchets HAVL sont pour l'essentiel les "cendres" du combustible nucléaire. Ils sont constitués des produits de fission du combustible (Uranium-235, Plutonium ou Uranium-233) et des actinides mineurs formés par capture neutronique.

Ces déchets représentent un volume très faible. Si l'on prend le cas d'un pays industrialisé comme la France, où la production d'énergie nucléaire est importante, la production annuelle de déchets de toute nature est de l'ordre de trois tonnes par habitant, dont 500 kg de déchets ménagers, 100 kg de déchets chimiques toxiques et moins de 1 kg de déchets radioactifs. Dans cette catégorie, les déchets A représentent 930 g par an et par habitant, les déchets B représentent 6,6 g par an et par habitant, et les déchets C - de haute activité et à vie longue - ne représentent que 3,3 g par an et par habitant.

« Les partisans de la filière nucléaire peuvent donc faire valoir, avec une apparence de raison, que celle-ci produit des volumes de déchets très limités par comparaison avec d'autres activités industrielles, qui génèrent des déchets hautement toxiques en quantités très supérieures. En outre, les déchets radioactifs sont soigneusement confinés et recensés, alors qu'il n'en va pas toujours de même pour les déchets chimiques.[...] Il n'en reste pas moins que des solutions doivent bien être trouvées pour le devenir de ces déchets radioactifs, aussi limités soient-ils. »[2]

Durée de vie des déchets

Les déchets dont les radionucléides ont une période inférieure à 100 jours sont à vie « très courte ». Ces déchets sont gérés par simple décroissance radioactive.[3]

La limite entre vie courte et vie longue est conventionnellement de 31 ans,[3] c'est à dire allant jusqu'à la période radioactive du césium 137 (30,05 ans). Il s’agit d’un produit de fission facilement mesurable, dont l'activité est dominante les premiers siècles, et qui est représentatif de l’ensemble des produits de fission contenus dans les déchets radioactifs : pendant le premier millénaire, leur radioactivité est divisée par dix tous les siècles.

Cependant, un déchet n’est pas affecté à une catégorie en fonction de son activité et de sa période mais en fonction de sa filière de gestion.[3] Les produits de fission à vie courte incluent également les traces de Samarium-151, qui représente 0.25% des produits de fission et dont la demi-vie est de 73 ans, mais son caractère marginal ne le rend dominant que transitoirement, entre 500 et 1000 ans.

Composition

Article détaillé : Produits de fission.

À sa sortie d'un réacteur nucléaire, le combustible nucléaire irradié est un mélange de trois constituants:

  • Les produits de fission, résultant de la fission d'un élément (un noyau) fissile: chaque noyau de matière fissile subissant une fission nucléaire se casse en deux (exceptionnellement trois) morceaux, qui se stabilisent sous forme de nouveaux atomes. Ce sont les « cendres » de la réaction nucléaire, qui constituent des déchets nucléaires ultimes.
  • Les actinides créés à partir du combustible nucléaire initial par capture neutronique successive.
  • Le combustible nucléaire initial, qui n'a pas encore réagi.

Le combustible usé d'un gros réacteur à eau pressurisée de 1,3 gigawatt électrique contient en décharge annuelle : 33 tonnes d'uranium enrichi à 0,9 %, 360 kg de plutonium, 1,2 tonnes de produits de fission et 27 kg d'actinides mineurs. Parmi ces 27 kg, on retrouve 14 kg de neptunium, 12 kg d'américium et 1 kg de curium.[4] Les proportions entre ces trois constituants varient suivant la filière nucléaire, mais dans tous les cas, le combustible nucléaire initial reste largement majoritaire, et la production d'actinides mineurs est faible par rapport à celle des produits de fission et du plutonium.

Décroissance radioactive

D'une manière générale, un isotope radioactif présente une activité massique d'autant plus grande que sa demi-vie est brève. Les matières très radioactives ne le sont que pendant un temps relativement faible, et la radioactivité de vie longue (à échelle géologique) ne peut atteindre que des niveaux de radioactivité relativement faibles. D'autre part, au bout d'un certain temps de refroidissement, la radioactivité d'un mélange comme les produits de fission est dominée par les radioisotopes dont la demi-vie est de l'ordre de grandeur de ce temps de refroidissement : les radioisotopes dont la demi-vie est significativement plus courte se sont désintégrés plus rapidement, et leur niveau de radioactivité résiduel est négligeable ; et ceux dont la demi-vie est significativement plus longue sont moins radioactifs, et leur niveau de radioactivité est noyé par celui des éléments plus actifs.

Article détaillé : Décroissance radioactive.

De ce fait, la décroissance radioactive des produits de fission comporte trois phases, correspondant à trois familles de radioisotopes :

  • Pendant quelques années, la radioactivité est très forte, et dominée par de très nombreux produits de fission à vie très courte. Cette radioactivité décroît très rapidement après la sortie du coeur. Après un an, la radioactivité d'un combustible usé n'est plus que 6% de sa radioactivité initiale,[5] et ces éléments ont pratiquement disparu après quelques dizaines d'années.
  • Après un refroidissement en piscine de l'ordre de la dizaine d'années, la radioactivité est dominée par des radioisotopes de période supérieure à 10 ans et inférieure à 100 ans, qui forment environ 7% du total des produits de fission. Ce sont essentiellement le strontium 90 (28,1 ans) et le césium 137 (30,2 ans), et marginalement le krypton 85 (10,8 ans) et le samarium 151 (93 ans). La radioactivité due à ces éléments disparaît pratiquement après un millénaire. C'est pendant cette période que l'activité des produits de fission dégage encore une chaleur notable.
  • Il n'existe pas de produit de fission dont la période soit comprise entre 100 ans (93 ans pour le samarium 151) et 100 000 ans (100 000 ans pour l'étain 126). Après 500 ans l’activité est divisée par 40 000 par rapport à celle qu’elle était en sortie du réacteur. Pendant un million d'années, la radioactivité reste ensuite relativement stable, et est dominée par sept radioisotopes représentant environ 10% des atomes formés, qui sont principalement le technétium 99 (211 000 ans), et de manière plus secondaire : l’étain 126 (100 000 ans), le zirconium 93 (1,5 millions d’années), le césium 135 (3 millions d’années), l’iode 129 (15.7 millions d’années), et le palladium 107 (18 millions d’années).

La radioactivité des actinides reste comparativement importante pendant des durées beaucoup plus longues, du fait de la demi-vie importantes à l'échelle humaine du Pu-240 (6500 ans) et du Pu-239 (24 000 ans), et de quelques autres actinides mineurs présents en moindre quantité (Américium 242 et 243, Curium 245, 246 et 250, Californium 249 et 251,...). Ces actinides sont souvent fissiles ou fertiles, et les réutiliser dans des éléments combustibles est une solution qui présente à la fois l'avantage de valoriser leur potentiel énergétique, et de faciliter la gestion des déchets. Le problème des actinides dans la gestion des déchets HAVL est un argument fort pour le cycle du thorium, qui présente l'avantage de ne pratiquement pas créer d'actinides.

Ainsi, la gestion à long terme des déchets HAVL se présente de manière très différente suivant que les actinides ont été ou non séparés.

Traitement des déchets HAVL

Retraitement

Considérer un crayon irradié « usé » comme un déchet nucléaire est, sur le plan technique, l'équivalent de jeter un crayon à papier dont on a simplement usé la pointe, soit 5% de son potentiel.

Le combustible irradié est considéré comme « usé », parce que l'accumulation d'actinides et de produits de fission modifie les propriétés structurales et neutroniques des « crayons » combustibles : le matériau gonfle et se disloque, ce qui met en danger la première barrière de confinement qu'est la gaine ; et les produits de fission et actinides peuvent présenter une section efficace importante, qui déséquilibre le bilan neutronique du coeur.

Les combustibles irradiés sont composés à 96 % d'uranium 235 légèrement enrichi et de 1 % de plutonium hautement énergétique, dont un gramme peut produire autant d'énergie qu'une tonne de pétrole. Les 3 % restants sont constitués de produits de fission et actinides mineurs (neptunium, américium, curium) dépourvus de valeur énergétique. Seuls ces 3% sont des déchets proprement dits, le reste (soit 97%) peut éventuellement être recyclé, pour en extraire l'énergie nucléaire. Ces chiffres dépendent des filières et des taux de burnup acceptés, mais d'une manière générale un combustible sortant du réacteur est encore constitué à près de 95% de matières fissiles utilisables. Considérer un crayon irradié « usé » comme un déchet nucléaire est, sur le plan technique, l'équivalent de jeter un crayon à papier dont on a simplement usé la pointe, soit 5% de son potentiel.

Le retraitement nucléaire consiste à séparer les produits de fission et les actinides, qui sont les déchets nucléaires proprement dits, du combustible qui n'a pas encore réagi, et qui peut être recyclé.[6]

Cependant, malgré leur intérêt pour une politique de développement durable, ces traitements sont très coûteux, et n'ont d'intérêt économique que si le coût du combustible neuf est lui-même important. Dans le cas contraire - s'il est moins coûteux d'acheter un crayon neuf que de retailler le crayon- les combustibles sont simplement stockés dans l'attente d'une utilisation ultérieure. Dans ce cas, ce ne sont pas des déchets nucléaires au sens de l'AIEA, puisqu'il est prévu de les retraiter en cas de pénurie de matière fissile.

Le retraitement présente certains avantages[2] :

  • D'une part, il réduit considérablement la masse des déchets. Même si les opérations de retraitement génèrent elles-mêmes des déchets radioactifs dits " technologiques ", le volume final des déchets est divisé par cinq.
  • D'autre part, en extrayant le plutonium, le retraitement divise par dix la radiotoxicité des déchets ultimes. En effet, deux cents ans après la sortie du réacteur, la radiotoxicité du plutonium représente encore près de 90 % de la radiotoxicité du combustible usé.

Face à ces avantages, le retraitement présente aussi des inconvénients[2] :

  • D'une part, il comporte un risque de détournement à des fins militaires du plutonium extrait. C'est officiellement en raison de ce risque de prolifération que les Etats-Unis ont interrompu en 1977 leur propre programme de recyclage des combustibles nucléaires usés, et engagé depuis une croisade diplomatique mondiale contre le plutonium (officieusement, n'ayant pas réussi à mettre au point leur propre programme de recyclage, ils s'engagent depuis à déduire l'avantage compétitif que leurs concurrent économique détiennent de ce fait).
  • D'autre part, le retraitement, par les stockages intermédiaires et les opérations physico-chimiques complexes qu'il implique, est une source supplémentaire d'exposition aux radiations des travailleurs de l'industrie nucléaire. De même, par les trajets qu'il nécessite entre les réacteurs, les centres de retraitement et les usines de fabrication de combustibles MOX, le retraitement est à l'origine d'une part importante des transports de matières radioactives, sujet sensible pour l'opinion publique.

Les considérations économiques ne permettent pas non plus de départager les avantages et les inconvénients du retraitement-recyclage. L'usage de combustible MOX, s'il complique sensiblement les opérations pour l'exploitant des centrales nucléaires, n'a pas un coût de revient significativement supérieur à l'usage d'uranium enrichi.[2] In fine, la décision de recycler ou non les combustibles nucléaires usés reste un choix politique, dans lequel les considérations stratégiques de sécurité d'approvisionnement et de réduction du volume des déchets ultimes sont primordiales.[2]

Vitrification

Vitrification de déchets HAVL.

En France, ces déchets sont vitrifiés, c'est à dire fixés dans une matrice de verre pour assurer que les noyaux radioactifs resteront capturés et ne migreront pas à échelle de temps géologique.

Stockage en couche géologique profonde

Schéma de principe du projet Yucca Mountain

Les conteneurs de ces déchets vitrifiés sont initialement stockés sur leur lieu de production dans des puits ventilés, qui permettent d'évacuer la chaleur dégagée. A terme, il est prévu de les enterrer dans des centres de stockage en couche géologique profonde. L'objectif d'un stockage profond est de garantir l'absence d'impact de ces déchets sur le long terme, en situation normale ou dégradée. Le stockage en couche géologique profonde consiste à conditionner les déchets, puis à les disposer dans des ouvrages souterrains adaptés.

En 2006, il existe plusieurs laboratoires de recherche souterrains dans le monde, destinés à l'évaluation de la faisabilité des différents concepts. Différentes formations-hôtes sont étudiées : tuf, granite, sel, argile, etc. Une installation pilote existe aux États-Unis pour le stockage de déchets militaires (WIPP). Quelques pays ont avalisé ce mode de gestion de long terme. Pour étudier les conditions géologiques d'un tel stockage, l'Andra a construit dans la Meuse/Haute-Marne un laboratoire de recherches à - 490 mètres de profondeur comportant 500 mètres de galeries, le Laboratoire de Bure (qui ne reçoit pas de déchets nucléaires).

Références et liens

Notes et références

  1. Andra, Rapport de synthèse 2009 de l'Inventaire national des matières et déchets radioactifs.
  2. a , b , c , d  et e L'énergie nucléaire en Europe : union ou confusion ?, Aymeri de Montesquiou, Rapport d'information 320 du Sénat (1999-2000).
  3. a , b  et c Andra, rapport de Synthèse 2009
  4. D'après Les actinides, La radioactivité.com.
  5. D'après Décroissance naturelle.
  6. D'après Déchets ou ressources ?

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