TRISO et Réacteurs à Haute Température

Introduction

Le combustible particulaire TRISO

Le combustible TRISO n’a rien d’un concept nouveau. Son apparition dans l’actualité, expliqué en fin d’article, est lié à un renouveau de ces particules inventées…
Au milieu des années 50 !

L’actualité ne faisant qu’un recyclage médiatique du TRISO, je me livre également à du recyclage : le contenu de ce billet est en quasi-totalité issu de cet excellent livre :

Le combustible TRISO, pour TRIStructural ISOtrope, a été inventé au Royaume-Uni, initialement pour leurs réacteurs graphite/gaz AGR et MAGNOX. Il se présente sous la forme d’une particule faite d’un cœur de matière fissile, typiquement du dioxyde d’uranium, à l’instar des pastilles de nos classiques réacteurs à eau. Mais ici, pas de pastilles cylindrique de 8 mm de diamètre, mais un minuscule orbe d’1 mm de diamètre.

Ce cœur fissile est enrobé d’une première couche en carbone pyrolytique (ou pyrocarbone) qui sert d’isolant thermique vis-à-vis d’une seconde couche, elle en carbure de silicium, qui assure l’étanchéité de la particule. Le tout est complété d’une seconde couche de pyrocarbone pour assurer la tenue mécanique, permettant à la particule de conserver son étanchéité même sous l’assaut d’une énorme pression interne (la fission nucléaire libère des produits de fission gazeux, qui contribuent donc à faire monter en pression le milieu fissile).

Cette dernière couche permet, par ailleurs, de jouer un rôle de liant pour agglomérer les particules dans des éléments plus larges, en graphite : des structures prismatiques ou bien des boulets (pebbles). La résultante est un combustible ayant d’excellentes propriétés mécaniques et thermiques, dont privilégié pour les HTR.

Les Réacteurs à Haute Température

Principes

Les HTR, pour High Temperature Reactors sont un concept lequel, à l’instar de celui des réacteurs refroidis au sodium, est à la fois passéiste (5 HTR ont produit de l’électricité par le passé sur 3 continents) et futuriste : c’est un des concepts de « Génération IV ».

Le principal atout de ces réacteurs est donc, comme leur nom l’indique, leur haute température de fonctionnement. Celle-ci permet non seulement un rendement élevé pour la production d’électricité, mais permet aussi des applications non-électrogènes : production de dihydrogène, de chaleur industrielle…

Un cœur de HTR est composé de très nombreux prismes ou de boulets, eux-mêmes agglomérant d’innombrables particules TRISO. Nous en venons donc à un cœur composé de milliards de particules ce qui a, sur le papier, un gros avantage, et un gros inconvénient. Dans l’ordre :

  • La composition du cœur peut être adaptée à l’infini, entre différents matériaux fissiles, fertiles, absorbants, s’accommodant de n’importe quel cycle du combustible. De notre classique cycle Uranium 238 / Plutonium 239 au fantasmé cycle Thorium 232 / Uranium 233, lequel n’est pas exclusif aux réacteurs à sels fondus, comme l’on peut parfois l’entendre et le lire.
  • Avec une centaine de milliards de particules dans un même cœur, le contrôle de la qualité de leur fabrication est excessivement chronophage en comparaison avec les actuels crayons de combustible (quelques dizaines de milliers par cœur).

Historique

À la première heure, trois HTR utilisant la particule TRISO furent réalisés. En premier lieu, une coopération internationale donna naissance à Dragon, implanté au Royaume-Uni, avec une puissance thermique de 20 MW. Dragon a volé fonctionné de 1964 à 1975.

Les USA et l’Allemagne suivirent le pas, respectivement avec Peach Bottom (115 MW thermiques, 40 MW électriques) et AVR (46 MWth, 15 MWe). Tous deux démarrèrent en 1966 ; le premier stoppa son activité en 1974 et le second en 1988.

J’ouvre une parenthèse sur un usage particulier des HTR. Je mentionnais précédemment la mise à profit des hautes températures pour la production d’hydrogène ou de chaleur industrielle… Mais il y a un autre domaine très spécifique qui serait intéressé par la combinaison de la densité d’énergie du nucléaire et l’atteinte de hautes températures… C’est le spatial.

Tous les réacteurs conçus pour le moteur-fusée-nucléaire NERVA, du petit Kiwi 1 de 70 MWth au PHOEBUS 2A de 4300 MWth en passant par le PEEWEE de seulement 515 MWth mais atteignant la température record de 2750 °C, tous sont des concepts de HTR.

Mais revenons à l’électronucléaire. Après les prototypes Dragon, Peach Bottom et AVR, il était temps de passer à l’échelle industrielle.

En 1974 démarra le réacteur américain de Fort Saint-Vrain (dont l’architecture fut d’ailleurs en partie repompée sur les réacteurs UNGG français de Saint-Laurent-des-Eaux). Sur sa fiche technique, 842 MWth, 330 MWe. Puis, en 1983 en Allemagne, le THTR : 750 MWth, 300 MWe (notez le rendement de 39% là où les réacteurs à eau de l’époque atteignaient 33%, et aujourd’hui atteignent laborieusement 37%). Ces deux réacteurs furent mis à l’arrêt définitif en 1989. Fort Saint-Vrain est, depuis, démantelé et ses installations non nucléaires ont été reconverties en centrale à gaz naturel.

Ces réacteurs connurent, vous l’aurez constaté, un succès aussi fulgurant que leur mort industrielle, avec au plus 15 ans de fonctionnement à Fort Saint-Vrain, avec un facteur de charge moyen de 30%. Ce réacteur fonctionnait mal et coûtait trop cher pour être rentable, ce qu’on ne demandait pas aux prototypes, mais que l’on attendait de ce modèle industriel. Quant au THTR, c’est la politique allemande qui signa sa mort (les auteurs du livre dont je tire tout ceci établissent un parallèle avec Superphénix à ce titre).

Récapitulatif : atouts et faiblesses du combustible TRISO

De ce combustible, on notera, en sa faveur:

  • Le haut rendement et les hautes températures qu’il permet,
  • Sa robustesse mécanique et thermique, sa très forte inertie thermique, et sa stabilité chimique du fait du refroidissement à l’hélium, et donc un réacteur globalement extrêmement sûr et permissif,
  • Sa compatibilité avec tous les cycles de combustibles,
  • Sa faisabilité démontrée et le fait que les limites furent poussées très loin via le programme NERVA,
  • Son intérêt remarquable dans les applications non électrogènes.

En revanche, on pourra lui reprocher :

  • Sa faible densité de puissance, et donc la nécessité d’atteindre des tailles de chaudières très conséquentes, avec un impact très à la hausse sur le coût de la chaudronnerie et du génie civil (certains projets abandonnaient en conséquence l’enceinte de confinement),
  • Sa sûreté, étant donné qu’exclure en totalité ou quasi-totalité le risque de fusion (en tout cas jusqu’à une certaine puissance) ne suffit pas à garantir la maîtrise de tous les risques : par exemple, une arrivée d’eau provenant du circuit secondaire était susceptible de provoquer une très forte corrosion des structures, une brutale montée de réactivité de la réaction en chaîne, ou une vaporisation rapide au contact du combustible brûlant et donc d’une très importante surpression dans le circuit, potentiellement dommageable pour son intégrité,
  • Le fait qu’aucun prototype ne fut un succès industriel.

Enfin, on notera que sa compatibilité avec tous les cycles du combustible, un atout indéniable dans le cadre de la Génération IV, se heurte à une limite technique : les procédés de retraitement qui permettraient de fermer le cycle (pratiquer le recyclage) n’existent pas encore. À défaut, il est envisagé d’aller chercher de très hauts taux de combustion, c’est à dire des valeurs très élevée d’énergie tirée de chaque gramme de combustible, et donc des quantités de matières valorisables faibles dans le combustible usé : le recyclage n’aurait donc plus grande utilité.

Le retour dans l’actualité

Contrairement à mes impressions initiales, il s’est avéré que l’apparition du TRISO dans l’actualité n’était pas une curiosité inexpliquée : il y avait bien eu du mouvement dans l’industrie nucléaire, américaine en l’occurrence, à ce sujet.

L’entreprise X-Energy développe un HTR de 200 MWth et, depuis 3 ans, produit du combustible TRISO à petite échelle. En attendant leur propre réacteur, ils viennent de signer un contrat pour exporter leur combustible au Japon.

Il s’y trouve un HTR de recherche de 30 MWth de 1998, arrêté après le séisme de Tohoku, mais qui est en bonne voie pour redémarrer prochainement.

Par ailleurs, une autre entreprise américaine, BWXT, le seul producteur historique de combustible TRISO à grande échelle, annonce reprendre bientôt la production qu’il avait stoppé.

Ce redémarrage doublé d’une augmentation de la capacité de production serait financé par plusieurs organes institutionnels US, qui s’y intéressent à des fins de recherche, mais surtout d’applications spatiales et militaires (des réacteurs mobiles).

L’usine de retraitement de la Hague

À l’instar de François-Marie Bréon…

J’ai eu l’opportunité de visiter cette usine comme touriste industriel.

Implantation

Pour le cadre, déjà : l’usine de la Hague, se situe… Dans la Hague, c’est-à-dire l’extrémité nord-ouest du Cotentin, département de la Manche, 15 km de Cherbourg et de la centrale nucléaire de Flamanville. Un gros bloc industriel de 220 Ha, 180 m d’altitude, et des cheminées de 100 m.

Localisation de la Hague en France
Vue Est-Ouest de l’usine

Il s’agit d’une usine de retraitement du combustible usé, comme il en existe une poignée dans le monde (Rokkasho au Japon, Sellafield – bientôt à l’arrêt – en Grande-Bretagne, et Mayak – plus militaire que civile – en Russie). Mais ce n’est PAS un site de stockage de déchets.

En revanche, juste à côté, il y a le Centre de Stockage de la Manche (CSM) de l’ANDRA, l’Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs, qui stocke en surface environ 500 000 m3 de déchets de faible et moyenne activité à vie courte sur 10 hectares, soit presque un tiers de tous les déchets radioactifs actuellement en France.

Localisation du CSM et de l’usine

Le site est actuellement fermé et en surveillance : il a été rempli entre 1969 (fin des immersions en mer) et 1994. Depuis, il est relayé par le Centre de Stockage de l’Aube (CSA). Un de ces jours j’irai m’inviter au CSM et je ferai un thread dédié, mais revenons à l’usine.

Activités

C’est une usine de retraitement du combustible nucléaire usé. En deux mots, le combustible des réacteurs EDF est initialement sous la forme de « crayons » (des tiges en métal de 4m de long par 1 cm de diamètre) remplis de dioxyde d’uranium enrichi.

Crayons de combustible

Après quelques années en réacteur, les gaines en métal sont dégradées, et surtout, la matière à l’intérieur s’est diversifiée : on a toujours un bon 94-95% d’uranium très peu enrichi, ainsi qu’environ 1% de plutonium, et le reste de « produits de fission ». On les appellera respectivement U, Pu et PF dans la suite, pour faire court. Les PF représentent une très grande diversité d’éléments, un bon tiers du tableau périodique s’y balade. Sous forme gazeuse ou solide, ils sont généralement très radioactifs, à demi-vies dans l’ensemble plutôt courtes.

Le contenu du combustible usé

La fonction de l’usine, c’est de séparer tout ça. Découper et dissoudre les crayons pour avoir d’un côté le plutonium que l’on enverra dans une autre usine pour le recycler ; d’un autre côté l’uranium qu’on envoie en entreposage pour recyclage dans le futur. Et puis, enfin, les déchets : les gaines des crayons et autres structures métalliques, qu’on va compacter et conditionner et qui formeront des déchets de Moyenne Activité à Vie Longue (MAVL) destinés à Cigéo et puis les PF (et autres résidus) qu’on va vitrifier, conditionner également, pour faire des déchets de Haute Activité (HA), également destinés à Cigéo.

Prototype d’alvéole de stockage de déchets MAVL dans le laboratoire ANDRA / CMHM

À la marge, comme dans toute industrie nucléaire, vont être produits des déchets d’exploitation de l’usine, généralement de faible ou très faible activité gérés par l’ANDRA dans ses centres de stockage en surface.

Historique

Un peu d’historique de l’usine, à présent : les fondements du retraitement se trouvent dans les intérêts militaires. Les premières extractions de plutonium, à l’usine UP1 de Marcoule (Gard), n’avaient pas pour but de recycler ce plutonium dans des réacteurs, m’voyez.

Les ambitions nucléaires militaires de la France sous De Gaulle

Après quelques années, il a été décidé de construire une jumelle à cette usine, l’usine UP2, dans la Hague, démarrée en 1967. À l’époque, tout ça, c’était géré par le CEA, le Commissariat à l’Énergie Atomique, et c’est du combustible de réacteur « uranium naturel – graphite – gaz » (UNGG) que l’on retraitait.

La Boule de Chinon, premier réacteur UNGG d’EDF

Dans les années 80, l’usine UP2 a été adaptée pour aussi traiter du combustible de réacteur à eau, qui font le parc actuel. À des fins civiles, cette fois. Puis, la France a cherché à vendre son savoir-faire à l’étranger. Et c’est ainsi que le Japon et quelques autres pays minoritaires (Allemagne, Belgique, Pays-Bas, Suisse, Suède) financèrent l’usine UP3, toujours à la Hague, dédiée au retraitement de combustible de réacteur à eau étrangers. Elle était en capacité de traiter 800 tonnes de combustible par an, contre la moitié pour UP2. Exploitée non plus par le CEA, mais par la Cogema : la COmpagnie Générale des MAtières nucléaires.

Et en parallèle, la Cogema construisait pour la France, au même endroit, une jumelle à l’usine UP3. L’usine UP2 fut renommée UP2-400 (pour 400 tonnes, sa capacité annuelle), et la jumelle d’UP3 fut baptisée UP2-800. Quant à UP2-400, elle s’arrêta progressivement à la fin des années 90, début 2000… Peu avant que la Cogema ne devienne AREVA.

Et voilà où nous en sommes aujourd’hui : deux usines d’une capacité de 800 tonnes/an chacune, aujourd’hui affectées surtout au parc français bien que subsistent quelques clients étrangers. Et l’exploitant est désormais non plus AREVA mais Orano.

Vous connaissez toutes les grandes lignes concernant ces usines, maintenant, je vais rentrer dans les quelques points de détails, au fil de la visite que nous avons faite.

Déchargement du combustible

Celle-ci a commencé par l’atelier de déchargement à sec du combustible. Le combustible usé, très chauffant, très irradiant, voyage par train jusqu’à Valognes, à quelques kilomètres, puis en camion jusqu’à l’usine (ou camion direct depuis Flamanville).

Pour préserver l’intégrité du combustible et donc les populations, ils voyagent dans ce qu’on appelle des « chateaux » : des conteneurs blindés prévus pour résister à la plupart des agressions envisageables sur le trajet, et évacuer la chaleur produite.

Emballage de transport

Et c’est clairement nécessaire, le combustible atteignant un bon 300-400 °C pendant le transport. En gros, chaque emballage de 100 tonnes embarque environ 10 tonnes de combustible – une douzaine « d’assemblages ».

Oh, et ce surdimensionnement, outre la protection physique, sert aussi à l’atténuation des raisonnements, ce qui est quand même pas mal : d’une dose mortelle en quelques secondes au contact du combustible, on tombe à maximum 1 mSv/h au contact du conteneur. (Soit quelques dix-millièmes de la dose mortelle en une heure, même si ça reste assez élevé pour souhaiter tenir le public à une certaine distance).

Dans cet atelier de déchargement, outre tous les contrôles de radioactivité, de contamination, etc… qui s’imposent, les emballages sont accostés en étanche à une « cellule blindée » munie de nombreux hublots, d’un pont, de bras téléopérés…

Cellule de déchargement à sec du combustible

À noter qu’il existe un autre atelier de déchargement, sous eau celui-ci. Avantage : plus polyvalent, compatible avec différents format de combustible. Inconvénient : faible cadence.

Dans l’atelier à sec, le combustible est extrait, contrôlé (état, étanchéité, taux de combustion), refroidi dans un puits dédié, puis transféré en eau dans un « panier » muni de 3×3 ou 4×4 rangements, avant que le panier ne soit lui-même déplacé… Dans les piscines.

Piscines d’entreposage

Ces piscines, au nombre de quatre, suscitent énormément de fantasmes. Coupons court à quelques idées reçues, déjà :

  • Non, on n’y entrepose pas des déchets, pas vraiment, mais du combustible usé, avant de le retraiter ; il y passe quelques années, 5 ans typiquement.
  • Non, elles n’ont pas vocation à durer éternellement « en attendant qu’on sache quoi faire », puisque le combustible qui y est a vocation a être traité tôt ou tard, à part peut-être le MOx, on y reviendra.
  • Non, ce ne sont pas de simples « hangars agricoles » vulnérables au moindre drone comme l’affirme souvent Greenpeace.
  • Et non, elles ne débordent pas. Elles sont certes très remplies, à près de 90% de leur capacité qui est occupée par du combustible en entreposage. Avec un risque de saturation réel, mais pas imminent. Je développe.

À fin 2016, les piscines entreposaient 10 000 tonnes de combustible, quasiment que du EDF (les contrats étrangers sont marginaux), pour 14000 tonnes autorisées. Mais c’est plutôt en « emplacements libres » qu’on va compter. 2800 paniers peuvent être entreposés en tout.

Disponibilité typique d’une piscine. Source.

Environ 200 sont occupés par des déchets d’exploitation (résines de filtration, notamment) en attente de conditionnement, et 2400 par du combustible. Restent seulement 200 emplacements libres, soit environ 1000 tonnes de combustible.

Or, EDF produit 1200 tonnes par an de combustible usé, dont environ 1100 retraités. Le reste correspondant au Mox (combustible recyclé) usé qu’il n’est pas prévu de re-recycler à court ou moyen terme. Donc le calcul est vite fait, y’a encore de la place pour 10 années, + ce qui pourra être libéré en conditionnant ces déchets d’exploitation qui prennent de la place.

10 ans, c’est pas énorme à l’échelle de temps du nucléaire, ça justifie vigilance et prise de mesures (et c’est déjà le cas depuis 4 ou 5 ans), mais c’est pas un débordement actuel ni même imminent. Voilà pour les faits.

Cisaillage, dissolution, procédé chimique

La visite est censée suivre le sens du procédé de retraitement. Mais ne pouvant pas tout faire dans un temps fini, on n’a pas visité les atelier de découpe et dissolution du combustible, ni les ateliers chimiques (séparation de l’U, du Pu et des PF). Je doute qu’il y ait grand-chose à voir dans ces derniers de toute façon. Du coup, on a enchaîné directement avec la fin du procédé de retraitement : l’atelier de vitrification des PF.

Vitrification

Il y a deux ateliers de vitrification, un dans chaque usine UP2-800 et UP3, nommés R7 et T7 – d’où le nom donné au verre constituant les déchets radioactifs, verre R7T7.

Chaque atelier est muni de trois chaînes de vitrification. Une chaîne, c’est une série de cuves d’entreposage, de roues doseuses (pour envoyer les bonnes quantités de verre, de PF…), un calcinateur (pour assécher les PF initialement sous forme d’acide dissout), puis un pot de fusion pour fondre le verre et incorporer les PF à la matrice de verre, couler le tout dans un colis (un fût inox épais et standardisé), le décontaminer, le contrôler, souder le couvercle, et refroidir le tout.

Schéma du procédé de vitrification en pot de fusion

Le refroidir parce que déjà, à la coulée, on a du verre liquide à plus de 1000 °C, mais en plus on a une énorme concentration de radioactivité qui envoie jusqu’à 4 kW de chaleur.

Revenons sur le procédé de fusion. Cinq des six chaînes sont identiques : le verre, sous forme de poudre, tombe dans une sorte de grosse marmite, chauffée par induction, jusqu’à atteindre le point de fusion du verre. On y incorpore progressivement les PF, les fines (des particules métalliques récupérées à la dissolution qui ne daignent pas se dissoudre et donc acheminées séparément du reste jusqu’à la vitrification), on agite le tout, puis on coule.

Mais l’une des chaînes est plus exotique, c’est le procédé de fusion en creuset froid. Dans cette chaîne, tout est identique, sauf le pot de fusion, la « marmite », qui est remplacée par quelque chose de bien plus sophistiqué et habile.

Ce n’est plus la marmite qui est chauffée par induction, mais une sorte d’anneau métallique déposé sur le verre en poudre. Il fond sous l’induction, fait fondre le verre autour de lui… Et le verre fondu est lui-même un bon conducteur électrique, sensible à l’induction. Une fois l’anneau métallique fondu, c’est alors le verre, directement, qui est chauffé par induction, et pas la marmite qui est, elle, refroidie. Si bien qu’alors que tout le verre fond, il reste, le long des parois, une couche de verre qui ne fond pas, grâce au refroidissement des parois : le creuset froid.

Vu que le verre fondu n’est pas directement au contact de la marmite mais séparé d’elle par cette couche de verre figé, la durabilité du récipient est augmentée et on peut s’autoriser des températures plus élevées, pour traiter certains PF « historiques » incompatibles avec les températures des pots de fusion ordinaire.

Premier entreposage des verres

Une fois les « colis » de verre tous propres, tous prêts, et ramenés à une température décente (ils balancent toujours 4 kW par contre, hein !) ils sont transportés dans un hall d’entreposage – c’est là que François-Maris Bréon fait le malin sur sa photo.

Les ateliers R7 et T7 comportent chacun un hall, de capacités respectives de 4500 et 3600 conteneurs, refroidis par ventilation mécanique. Entre 2012 et 2016, l’usine a produit entre 600 et 1100 colis, avec une moyenne d’environ 900 (source).

Donc ces halls R7 et T7 ont une capacité de 9 ans de production seulement à eux deux, mais je reviendrai sur la question des capacités d’entreposage des déchets vitrifiés après.Donc ces halls R7 et T7 ont une capacité de 9 ans de production seulement à eux deux, mais je reviendrai sur la question des capacités d’entreposage des déchets vitrifiés après.

Je voulais juste insister sur un point, une réflexion que l’on s’est faite pendant la visite… Le hall où se tient fièrement François-Marie sur cette photo, il est très légèrement souterrain. En gros, les déchets doivent être entre 5 et 30 m sous le niveau zéro de l’usine. Et destinés à y rester quelques années seulement. Donc c’est EXACTEMENT de l’entreposage en sub-surface tel que le réclament Greenpeace, EELV etc. L’entreposage en subsurface, on y est déjà. Ce que revendiquent ces écologistes, c’est de ne rien faire, laisser les choses en l’état, ou dans un état identique, et continuer à exploiter de telles installations génération après génération. Par opposition, rappelons-le, au projet Cigéo qui consiste à mettre en œuvre une solution définitive qui décharge les générations futures – d’ici un siècle, certes – de la charge de nos déchets.

On ne dira jamais assez à quel point ils sont incohérents… Mais revenons à nos capacités d’entreposage… on va faire le point sur les capacités d’entreposage de déchets vitrifiés, parler un peu d’un grand chantier en cours sur l’usine, et puis partager quelques pistes pour creuser plus loin ces sujets.

Revenons aux capacités d’entreposage de verre. Deux halls T7 (que nous avons visité) et R7, avec 9 ans de capacité, c’est clair, c’est insuffisant. Donc en fait, les déchets n’y font qu’un séjour transitoire.

Second entreposage des verres

Après environ 5 ans, leur puissance est descendue sous 2 kW par colis. Ils sont alors ressortis et amenés dans des installations d’entreposage à l’Est de l’usine. Très semblables aux halls précédents, à ceci près qu’ils sont ventilés par convection naturelle.

Ces installations d’entreposage complémentaires sont constitués de deux bâtiments connexes, et d’un troisième en construction, très remarquables par la géométrique de leurs cheminées.

Le premier, EEV/SE (Extension Entreposage Vitrifiés Sud-Est), est muni de deux « fosses » de 4500 emplacements à elles deux. 5 ans de production (source).

Le deuxième, EEVLH (Extension Entreposage Vitrifiés La Hague) est muni de deux fosses de 4200 emplacements chacune. Presque 10 ans de production.

Et le troisième, EEVLH2, sera à l’identique de EEVLH.

Maquette de EEV/SE, EEVLH et EEVLH2 regroupés

C’est pas gros du tout. Pour rappel, on parle d’un volume de déchets correspondant au cube rouge dans ce fameux thread de @laydgeur :

La superficie d’EEVLH et EEVLH2, c’est environ 1000m² chacun (supposons autant pour EEVSE). Ils descendent à 30 m sous le niveau du sol, et montent jusqu’à +40m avec les cheminées. Si je répartis le cube rouge de Laydgeur sur la surface des 3 bâtiments, ça donne ça :

3500 m3 de déchets HA répartis sur 3000 m²
Vue à l’échelle de l’usine

Et pour rappel, la grande étendue herbeuse à l’Est de l’usine, ce sont le tiers des déchets nucléaires français. Donc on est vraiment sur des volumes minimes pour ces vitrifiés – même en répartissant sur une surface permettant leur bon refroidissement.

Par contre, nous n’avons pas visité ces halls, donc je vais reprendre le fil de ma visite. On a fait un détour par une installation de formation, où l’on a pu voir des maquettes à échelle 1 de plusieurs équipements centraux, et jouer avec les télémanipulateurs, c’est-à-dire les bras opérés à distance qui permettent d’effectuer la maintenance dans les salles où la radioactivité est trop forte pour y faire entrer du personnel. Comme la cellule de déchargement du combustible ou celle de vitrification.

Exemple de télémanipulation dans une installation que je n’identifie pas.

NCPF

Et le clou de la visite, le chantier NCPF, pour « Nouveaux Évaporateurs de Produits de Fission ». Pour expliquer ça, je reviens un peu sur le procédé chimique de l’usine.

Pour rappel, la fonction de l’usine est de récupérer l’U et le Pu et envoyer les PF à la vitrification. Or, après séparation de l’U et du Pu, il y a un volume assez conséquent de PF dissouts dans l’acide. On va donc chercher à les concentrer pour réduire le volume. Et pour ça, on utilise des équipements qu’on appelle évaporateurs, dont le principe est assez simple : on chauffe, l’acide bout, s’évapore, les PF restent, et du coup la concentration augmente.

Or, les évaporateurs utilisés pour ça ont souffert de sacrés problèmes de corrosion découverts au début des années 2010, de mémoire. L’épaisseur de leur parois s’est montrée bien plus faible que prévue à cette date, et il a fallu décider de leur remplacement plus tôt.

Et ce remplacement est en cours dans de nouveaux bâtiments en cours de construction et rattachés aux usines UP3 et UP2-800. Et on a bénéficié d’un excellent timing : les nouveaux évaporateurs sont en place dans leurs nouveaux locaux, mais les murs en béton armé n’ont pas encore été terminés, donc on a pu voir les équipements en place avant qu’ils ne soient définitivement emmurés.

Modèle d’un évaporateur de PF
Représentation des trois évaporateurs et des cuves d’alimentation dans leur environnement industriel.

Ainsi s’achève la visite, et ce thread. Un grand merci à @OranolaHague pour la visite ; à @fmbreon pour l’avoir rendue possible et m’avoir invité, aux autres visiteurs pour la très agréable compagnie, et au climat cotentinois pour sa tendresse ce jour là.

Pour aller plus loin…

Non, une telle visite n’est pas possible pour le public, c’était vraiment quelque chose d’exceptionnel. EDF fait de nombreuses visites de ses centrales pour le public, car il y a de multiples choses à voir dans les centrales même hors zone nucléaire. À l’usine de la Hague, tout ou presque est zone nucléaire… Bien plus délicat en termes logistiques et réglementaires.

J’insiste sur le fait que les halls d’entreposage des déchets n’ont pas vocation à être définitifs. Les déchets vont y rester quelques décennies, mais devraient commencer à partir vers Cigéo à compter de 2030-2035.

Pour en savoir plus sur le contexte industriel du retraitement, je vous renvoie vers cette série de billets sur le Cycle du Combustible nucléaire.

Concernant les rejets radioactifs souvent dénoncés de cette usine, quelques éléments.

Sur d’autres attaques courantes des antinucléaires à l’encontre de l’usine, le premier billet de ce blog.

Sur le futur stockage géologique des déchets.

Sur l’enfouissement en subsurface des déchets.

Et s’il y a d’autres questions, les commentaires du blog sont ouverts, mais rarement consultés ; je vous recommanderai plutôt Twitter.

Le plus gros accident nucléaire français du XXIè siècle

J’ai souvent eu l’occasion d’ironiser, ou de déplorer, l’emballement médiatique au moindre ventilateur qui chaufferait un peu trop dans une centrale nucléaire. Alors que, naturellement, quand tout se passe bien, le désintérêt des médias est total.

Sur ce dernier point, le journaliste Denis Desbleds du Courrier Picard m’a fait la surprise de me donner tort. Suite à une violente tempête sur la Normandie, il a publié un article au sujet de la centrale de Penly pour dire que… Tout allait bien en dépit de la tempête.

J’ai partagé sur Twitter mon plaisir de me tromper sur ce point. Ce à quoi beaucoup réagirent par de fausses Unes excessivement alarmistes, alors m’est venu l’envie de partager auprès de tous un événement datant de trois ans plus tôt. Celui-ci, somme toute anodin, avait fait l’objet d’un emballement médiatique laissant presque supposer un accident majeur.

9 Février 2017. Milieu de semaine.

Consommation électrique nationale élevée (79 GW à 9h30, presque 82 GW à la pointe de 19h). Peu de vent, entre 1000 et 2500 MW sur la journée. Peu d’eau dans les barrages. La consommation est couverte par le nucléaire (54 GW) et le gaz, le fioul et même les importations.

Et dans ce contexte, soudainement, 1300 MW de nucléaire se sont effacés avec un arrêt d’urgence sur l’un des deux réacteurs de la centrale de Flamanville. Que s’est-il passé ?

Probablement rien de moins que la fin du monde, à en lire la presse.

Je crois qu’il y a eu une explosion dans la centrale nucléaire.

Et peut-être un petit mouvement de panique.

Ou en tout cas un bon travail de préparation pour s’assurer de surfer sur une éventuelle vague de panique.

Y’en a des pages et des pages comme ça… Et dans les faits ? Un ventilateur (pour ventiler une machinerie, hein, pas un ventilo pour se rafraîchir) a clamsé en salle des machines (zone industrielle conventionnelle, non nucléaire).

Équipement sans importance pour la sûreté, mais dégagement de fumée qui a légèrement incommodé 5 employés (oui, voilà les 5 blessés), et conduit à l’arrêt immédiat du réacteur. Et il semblerait qu’aient été rapportés un ou plusieurs témoignages d’une détonation du ventilo.

Alors ça peut tout vouloir dire, mais voilà comment on se retrouve à alarmer toute la France pour un incident industriel complètement quelconque (à part l’impact sur la prod électrique, à la limite). Live-tweets et compagnie, hein ! Grande folie !

Et puis derrière, lorsque la presse locale essaye d’en savoir plus dans le courant de la journée, qu’ils ne trouvent personne dans la centrale qui ait été stressé (par contre j’vous parle pas des familles) ou même qui ait entendu quoi que ce soit… Bah la réaction des journalistes et des employés devant cette explosion médiatique (bien réel, elle), elle est assez unanime.

Mais n’essayez pas de caricaturer les médias quand il s’agit d’en faire des tonnes sur un crayon qui tombe par terre dans une centrale nucléaire. Vous n’serez pas à la hauteur des professionnels.

Bonus.

Pas l’même emballement médiatique heureusement, mais rendez-vous compte quand même : y’a un sèche-main qui a fumé dans les toilettes.

Déchets #6 La France, poubelle du monde ?

Dans un documentaire diffusé en prime à la télévision, portant sur l’économie du nucléaire, on a pu entendre Nicolas Hulot dire que la France réceptionnait des déchets nucléaires étrangers, officiellement temporairement. Mais, qu’en raison d’un contentieux avec le Japon, on serait condamnés à garder à notre charge les résidus radioactifs appartenant au Japon.

En effet, le retraitement en France de combustible nucléaire étrangers est une pratique presque aussi ancienne que le retraitement lui-même.

Depuis 1991, la loi française impose que les déchets issus des combustibles usés étrangers soient retournés dans le pays d’origine. Mais pour les contrats antérieurs, et bien, ça dépendait des contrats, s’ils incluaient ou non une clause de retour des déchets.

Ainsi, la France a traité dans les 1600 tonnes de combustible étranger (réacteurs à eau légère, eau lourde, graphite, réacteurs de recherche…) sans clause de retour de ces déchets, donc dont le retour doit être négocié à posteriori, en raison de la loi.

C’est à rapporter à environ 13 000 tonnes de combustibles étrangers traitées en France et 25 000 tonnes de combustible français (borne inférieure, si je n’en ai pas oublié en route), pour relativiser.

Mais voilà, ça fait bien des déchets qui appartiennent à des pays étrangers à qui on avait dit qu’on gardait les déchets avant de changer d’avis suite à une évolution du cadre législatif. Donc faut re-négocier à posteriori.

Les déchets de haute activité, on a commencé à les retourner aux clients étrangers à partir de 1995. On a commencé par le plus pénible et ce qui prend le plus de place, et en fait, on a déjà quasiment fini : de quoi se plaint Hulot ?

Nota : une partie des déchets néerlandais a été expédiée depuis le tracé de ces graphiques.

Et, dans l’absolu : si y’a un pays qui pose problème dans cette histoire, ben c’est la France qui veut changer les contrats des années après. Donc c’est normal qu’il y ait des négociations, parfois des litiges, des contrats et des accords entre gouvernements à re-faire.

Hulot est prompt à dire qu’on est « la poubelle du monde » comme si on allait violer la loi française, les directives européennes et les accords internationaux, mais ça a l’air de l’emmerder qu’on doive discuter avec les clients pour faire les choses proprement ? Que veut-il ?

D’autant plus que, on l’a vu, on a déjà retourné à quasiment tout le monde les déchets de haute activité. Il n’y a que pour l’Italie qu’il y a un point d’interrogation : 67 colis dont le retour n’est pas encore programmé.

Et concernant les déchets de moyenne activité, tout ce qui n’a pas été retourné, il est déjà prévu de le renvoyer. Sachant qu’on n’a commencé qu’en 2009. Exception toutefois, encore, pour l’Italie.

Les deux nuances de rouge sont un bug d’affichage, toute cette proportion est bien constituée de déchets français

Qu’en est-il du Japon à qui Hulot s’en prend un peu facilement ? Il y a deux usines en service à la Hague. Ce sont eux qui ont financé une grande partie de l’une de ces deux usines ! Et ils ont construit une quasi-jumelle chez eux.

Donc vous comprendrez qu’il est difficile d’imaginer qu’ils refusent les déchets qu’ils ont eux-même demandé à produire et produisent eux-mêmes. En fait leur cas est simple : on a commencé à retourner les colis compactés en 2009, et en 2011, paf, Fukushima. À la suite de quoi ils ont opéré un nécessaire chamboulement de leur organisation de la sûreté nucléaire, en passant d’un régulateur très conciliant à une autorité implacable. Et il n’y a pas que les réacteurs qui prennent cher. Ils doivent aussi mettre à de nouvelles normes draconiennes les bâtiments d’entreposage des déchets. Par exemple. Au hasard.

Du coup, à mon avis, ils ne font pas de difficultés, je doute qu’il y ait contentieux, je pense juste qu’ils demandent du temps. Et je ne serais pas surpris qu’Orano la Hague soit très satisfaite de se faire payer pour entreposer les déchets plus longtemps. Autant les Hautes Activités, ça bouffe de la place, autant les Moyennes Activités, ça s’entasse bien.

À mon avis, si contentieux il y a, c’est avec l’Italie. Du coup, Monsieur Hulot, pensez à remercier les antinucléaires très forts chez eux 🙂

Pour transférer des colis de déchets entre pays, il faut définir une spécification des colis entre les clients et les autorités de sûreté. Pour les déchets de haute activité, ces spécifications existent avec la plupart des pays. Instruction en cours en Espagne. Et… Le processus est lancé en Italie. C’est déjà ça, mais il serait temps ! Donc Hulot a peut-être raison en mentionnant des contentieux, mais :

  • Cible le mauvais pays, je pense
  • Se trompe quand même quand il dit que les déchets vont rester en France

Et pour les moyenne activité, spécification approuvée en Belgique, Suisse, Pays-Bas, Allemagne ; processus en cours pour le Japon, l’Espagne et l’Italie.

À noter que l’Italie n’apparaissait pas dans les contrats « sans clause de retour », donc dans leur cas, il a toujours été question de leur retourner les déchets. Et les accords inter-gouvernementaux prévoient fin 2025 au plus tard.

La flexibilité du système électrique face à la demande

De cette interpellation naquit toute une série de threads, puis ce billet.

Ce même jour, par chance, la production éolienne en France était généreuse et relativement stable, et prévue pour le demeurer jusqu’à la fin de la journée. Quant au solaire, il se comportait comme du solaire.

Ceci incite toutefois, dirait probablement un « vrai ingénieur », à demander aux gens de ne pas se lever avant 9 ou 10h du matin, afin de profiter de l’ensoleillement pour faire fonctionner micro-ondes, grille-pains et sèches-cheveux. Ou même RER, métro et trains.

Et le même jour, il aurait été avisé de ne pas faire la cuisine pour le dîner après 16 ou 17h, pour les mêmes raisons.

Pour aller plus loin, dans les jours qui suivirent, j’ai, chaque matin, regardé les prévisions de production éolienne et solaire du même jour, ainsi que les prévisions de consommation, et les recommandations pour modifier la seconde pour la rapprocher de la première.

Une sorte de « météo de l’électricité », qui pourrait devenir la solution de « vrais ingénieurs » pour que la consommation devienne davantage flexible par rapport à la production : dire aux gens comment faire, chaque jour, voire ce qu’ils peuvent faire.

Pour voir les différents graphiques et les prévisions de consommation associées, c’est dans le thread Twitter uniquement, pas repris dans ce billet de blog :

Rétrospective sur une semaine:

Le chemin avant d’adapter la consommation à la production, et non plus l’inverse comme c’est le cas depuis un siècle, est extrêmement long et compliqué. Il ne suffira pas de stocker à midi ou à quatre heures du matin et déstocker lors des pics de consommation du matin et du soir. Il faut également prévoir de stocker le week-end et déstocker tout au long de la semaine. Et, même si ça ne paraît pas dans ces graphiques, il faut en plus être en mesure de stocker et déstocker d’une saison à l’autre.

Ces différentes échelles de temps pour stocker l’électricité, elles sont déjà d’actualité. Le stockage de l’électricité sous forme gravitaire hydraulique (les STEP) est décliné en deux modes de fonctionnement.

  • Les petites STEP de faibles capacités mais nombreuses et donc qui cumulent une forte puissance (mais de toujours faibles réserves) fonctionnent essentiellement en cycle jour/nuit : l’eau est pompée en heure creuse vers l’amont, et turbinée vers l’aval au pics de consommation du matin et du soir.
  • Les quelques énormes STEP contribuent aussi au cycle jour/nuit, mais sont surtout sollicitées pour être remplies le week-end, car la consommation est faible, et turbiner toute la semaine, toujours lors des pics de consommation.

Quant au stockage d’une saison à l’autre, ce sont l’atmosphère, l’océans et les montagnes (les glaciers surtout) qui s’en chargent. L’hiver, les précipitations plus abondantes permettent au centrales hydroélectriques « au fil de l’eau » de rencontrer un débit plus important et donc de produire davantage que l’été ; et les lacs, remplis pendant la fonte des glaces, se vident en turbinant cette eau l’hiver pour combler nos besoins.

L’éolien et le solaire, eux, subissent tout cela, sans que cela ne soit optimisé pour nos besoins.

Toutefois, à la même période, j’expérimentais de m’adapter à la production éolienne et solaire. Et ça marche, sans trop d’effort…

Mais uniquement en considérant les moyennes journalières, et certainement pas au cours de la journée !

Et le jeu des prévisions météo a continué quelques jours. Dans un seul but : rendre visible ce qu’on appelle « intermittence », et montrer à quel point adapter la consommation demande davantage que de « vrais ingénieurs » ou juste de la « volonté politique ».

Transition énergétique : deux exemples européens

Commençons par une énigme…

Deux pays européens. Démographies assez comparables, niveaux de développement également. Deux transitions énergétiques, dans les deux cas basées sur le développement des énergies renouvelables.

GHG : GreenHouse Gases (ou GES : gaz à effet de serre).

Besoin d’indices ?

Les deux courbes précédentes démarrent en 1990. Voici le détail des mix électriques des deux pays à cette date :

Les conditions initiales sont très semblables. Les énergies renouvelables sont insignifiantes, le charbon domine largement et le nucléaire se taille des parts très proches dans les deux cas. La différence réside dans un petit 10% à la marge : pétrole pour le pays 1, gaz pour le pays 2.

Réponse ?

Sur Twitter, tout le monde avait reconnu l’Allemagne comme Pays 2. Mais le Pays 1 a fait pas mal réfléchir… Il s’agit du Royaume-Uni. Retenons des derniers graphiques qu’ils partaient à peu près du même état initial.

Voilà comment, dans l’intervalle, le mix allemand s’est transformé :

Les énergies renouvelables et le gaz ont augmenté, mais n’empiétant que peu sur le charbon, et surtout sur le nucléaire. On a remplacé beaucoup de bas-carbone et pas mal de très carboné par beaucoup de bas carbone et pas mal de moyennement carboné (dont la biomasse, généralement, le bois !)

Effort énorme, mais vous connaissez l’histoire, résultat médiocre à cause de l’effort de remplacer le nucléaire malgré sa production énorme, son caractère bas carbone, sa production fiable.

Quant aux Britanniques, voilà quelle fut leur stratégie :

Sacrifice brutal du charbon, très carboné, au profit des EnR bas-carbone et du gaz moitié moins émetteur de CO2 que le charbon. Là où on avait 1 GW de charbon, on a, en gros, quelques GW d’éolien lorsqu’il y a du vent, et 1 GW de gaz en back-up.

Exactement ce que certains veulent faire en France, mais avec « nucléaire » à la place de « charbon » (mais toujours « gaz » à la place de « gaz », hein).

Mais où veux-je en venir ?

Et ça me fait dire que l’éolien, c’est super. Couplé au gaz, pour remplacer du charbon, ça marche à merveille ! En termes physiques, mais pour ce que j’en sais, aussi en termes économiques ! Contrairement aux insinuations de certains, je suis pas dans le bashing systématique des EnR. Je trouve ça juste insensé de dépenser des fortunes pour leur faire remplacer le nucléaire, comme en Allemagne, et comme certains le souhaitent en France.

Mais pour remplacer, ne serait ce que partiellement le charbon, je dis OUI ! Et même si c’est que partiel, c’est rapide – contrairement au nucléaire, hélas.

Et donc l’éolien+gaz, c’est très bien comme transition pour sortir du charbon en réduisant à court terme les émissions de GES du système électrique (n’oublions pas que la transition énergétique ne se limite pas à la production électrique !).

À plus long terme, ma vision est que c’est au nucléaire de venir remplacer le gaz, avec plus ou moins d’EnR en plus ou en moins selon ce qui sera le plus optimal. Voilà à quoi devraient ressembler les deux phases d’une décarbonation d’un système électrique. Et les anglais sont en train d’achever la première phase et de préparer la seconde – même si, concédons le, le nucléaire futur chez eux va d’abord devoir remplacer le nucléaire ancien, avant de remplacer le gaz.

Et de ces deux pays, vous savez lequel est toujours pris en exemple par l’écologisme ? Et celui dont on ne salue que rarement les performances, chez nous ?

Plutôt que de se demander : « Qu’est-ce qu’on peut faire d’efficace ? », on se demande : « Qu’est-ce qu’on peut annoncer ? »

Ce sont les mots de Bréchet, ex Haut Commissaire à l’Énergie Atomique, dans cette excellente interview donnée au Point.
Ils feront une très bonne conclusion.

Astrid et la filière sodium

Principes, contexte

Bien que le bruit courait très distinctement depuis déjà des mois, en août 2019 fut officiellement annoncé l’abandon du projet de réacteur ASTRID. Ou, plus exact, son report à la seconde moitié du siècle, ce qui sonne, dans une perspective politique, comme un abandon.

ASTRID, pour Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration, c’était un projet de petit réacteur électronucléaire pour la recherche. 600 MW dans son concept initial (à comparer aux 900 MW des plus petits réacteurs d’EDF en service), puis réduit en cours de projet à 200 MW pour des motivations, essentiellement, de coût.

C’était, par ailleurs – et surtout – un réacteur à neutrons rapides (RNR), refroidi au sodium liquide (RNR-Na). Un descendant des réacteurs Rapsodie, Phénix et Superphénix. On peut d’ailleurs, de par sa localisation et sa puissance, en parler comme un descendant direct de Phénix.

Ces réacteurs sont ceux sur lesquels s’est achevée, sur ce blog, la série de billets sur le cycle du combustible.

En bref : dans les réacteurs actuels du parc français, le combustible nucléaire après usage est retraité pour en séparer les constituants, récupérer les matières valorisables, et en particulier le plutonium. Ce dernier est alors utilisé pour produire du combustible recyclé, le MOx, qui représente environ 10% de la consommation française de combustible nucléaire.

En revanche, ce MOx, après usage, n’est, lui, pas retraité. La qualité du plutonium se dégrade au fur et à mesure des passages en réacteurs, et dans les réacteurs du parc actuel, la limite est atteinte après un seul recyclage (des recherches sont en cours pour envisager de les repousser à deux recyclages, sous conditions).

Les RNR, eux, ne sont pas concernés par la dégradation du plutonium, dont il s’accommodent très bien. Ils offrent donc la possibilité de recycler indéfiniment le plutonium, tout en étant eux-mêmes producteurs de plutonium (au besoin, ils peuvent en produire plus qu’ils n’en consomment, n’ayant pour cela besoin que d’uranium appauvri dont les quantités entreposées sont déjà colossales).

Autrement dit, les RNR pavent le chemin vers une économie circulaire quasiment totale de la matière nucléaire. Pour ne rien gâcher, comparés à nos réacteurs actuels, ils produisent également moins de déchets de haute activité, affichent un meilleur rendement, et sont plus permissifs avec les usages non électriques de l’énergie nucléaire (comme la cogénération).

Les RNR-Na sont une des six filières de réacteurs identifiées au titre de la « Quatrième Génération » (ou Génération IV). Mais, de ces six filières (dont 3 à 4 sont des RNR), le RNR-Na est de loin la plus privilégiée en France et la plus avancée, technologiquement, dans le monde, avec des prototypes ayant servi ou en service dans la plupart des pays dotés d’une industrie nucléaire civile conséquente.

PaysRéacteurPuissance électrique (MW)DivergenceArrêt
KazakhstanAktau / BN-35013519721999
RussieBeloyarsk 3 / BN-6005601980En service
RussieBeloyarsk 4 / BN-8008202014En service
Royaume-UniDounreay Fast Reactor1419591977
Royaume-UniDounreau Prototype Fast Reactor23416741994
USAEnrico Fermi 16019631972
AllemagneKNK II1819771991
JaponMonju24619861995
IndePFBR470En construction
FrancePhénix23319732010
FranceSuperphénix120019851998
ChineXiapu600En construction
Ne sont présentés que les réacteurs électrogènes, sont exclus les réacteurs de pure recherche dépourvu de moyens de production d’électricité.

Revenons à ASTRID, et son abandon. L’explication de cet abandon réside dans le coût de ce réacteur. Actuellement, l’uranium ne vaut quasiment rien, donc son recyclage et l’économie circulaire en général n’ont pas d’intérêt. De fait, les industriels (EDF notamment) n’ont pas de raison d’investir dans la réalisation du prototype. Et, sans soutien public, ce dernier n’est donc pas finançable.

Si l’on peut comprendre ce simple calcul, du fait de coûts élevés pour des bénéfices apparents nuls, on peut déplorer que, dans un secteur aussi stratégique que celui de l’énergie, et aussi long-termiste que celui de l’énergie nucléaire, de telles décisions ne soient arbitrées que sous le prisme de la rentabilité à horizon proche.

Le jour viendra très vraisemblablement où la rentabilité de la filière RNR sera une certitude, mais à cette date, la France, autrefois pilote de la recherche et développement dans les RNR-Na, ne sera plus que dans un rôle de figurant.

Reste à savoir si l’on aura oublié les noms de ceux qui ont forcé la fermeture de Superphenix, encouragé l’abandon d’ASTRID, et ceux qui se sont félicités de l’un et l’autre de ces deux événements…

En chiffres

Les principes du recyclage permis par les RNR-Na sont présentés dans la première partie de ce billet. À présent, entrons dans le dur et proposons quelques chiffrages des bénéfices éventuels de la filière pour le mix électrique français.

Rappelons la composition de la matière nucléaire du combustible de nos réacteurs :

  • Avant usage, environ 4% d’uranium 235 et 96% d’uranium 238
  • Après usage, environ :
    • 1% d’uranium 235
    • 1% de plutonium (sous divers isotopes)
    • 4% de produits de fission et actinides mineurs (futurs déchets)
    • 94% d’uranium 238

J’invite le lecteur à se replonger dans la série d’articles sur le cycle du combustible, au besoin.

Aujourd’hui, est récupéré le plutonium, à hauteur de 11 tonnes par an en moyenne. Dilué dans de l’uranium appauvri, il permet de fournir 120 tonnes par an de combustible MOx, sur les 1200 tonnes de combustible consommées chaque année.

Ces chiffres expliquent que l’on entendre parfois parler de taux de recyclage de 10% (120/1200) ou de 1% (11/1200). Selon que l’on compte en quantité de matière fissile, ou en quantité de combustible (et donc en quantité d’énergie, et donc en quantité d’uranium naturel économisée).

En revanche, comme déjà rappelé en première partie, le MOx après usage n’est, lui, pas retraité.

Notons que, par le passé, l’uranium extrait lors du retraitement (URT)était ré-enrichi pour être réutilisé ; pratique stoppée en 2013 mais qui devrait reprendre durant la première moitié de la décennie 2020. Et, à l’instar du MOx, l’uranium de retraitement enrichi, après usage, n’est pas retraité.

Au bilan de tout cela, on observe que, depuis des années et durant les années à venir vont s’accumuler des réserves d’uranium appauvri (le MOx n’en consomme qu’une petite fraction de ce qui est produit), des réserves de MOx usé, et des réserves de combustible à base d’Uranium de Retraitement Enrichi (URE) usé. C’est ce que l’on appelle les « matières nucléaires » (car un usage futur est envisagé, par opposition aux « déchets nucléaires » dont aucun usage n’est prévu ou envisagé en l’état des connaissances et technologies). Ce vocabulaire défrise pas mal nos amis de Greenpeace qui, vous vous en doutez, préféreraient tout voir appelé « déchets » : ça ferait des déchets en plus gros volumes, plus dangereux, et permettraient d’oublier les perspectives du nucléaire futur. Tout bénéf’ pour leur association, ses discours et le rôle qu’elle se donne.

Notons qu’avec le report aux calendes grecques d’ASTRID, on pourrait être tenté de donner raison à Greenpeace, de se dire « bon, franchement, faut se l’avouer, on recyclera jamais tout ça, donc vaut mieux les traiter comme des déchets ». Mais… Non.

Même sans RNR, re-recycler le combustible usé, on peut le faire. Dans nos réacteurs actuels. Certes, les RNR le feraient cent fois mieux, mais on peut déjà faire quelque chose.

Déjà, comme je le disais, l’URT : on l’a recyclé par le passé, jusqu’en 2013, et on va reprendre cette pratique dans les prochaines années. L’inconvénient, c’est qu’il faut ré-enrichir dans des installations dédiées à cet URT que la France ne possède pas. Il faut donc sous-traiter l’enrichissement aux néerlandais ou, plus souvent, aux russes. C’est prévu par EDF, et ce au moins depuis le Plan National de Gestion des Matières et Déchets Radioactifs (PNGMDR) 2016-2018 :

Page 70

Information reprise dans l’Annexe 6 du rapport du Haut Comité pour la Transparence et l’Information sur la Sécutité Nucléaire (HCTISN) sur le Cycle du Combustible :

Le potentiel offert par le recyclage de l’URT permettrait de porter de 10% à 18% le taux de combustible nucléaire recyclé, voire jusqu’à 25%. Ce point est même acté et consensuel même chez les opposants au nucléaire, car repris à l’issue de la démarche de clarification des controverses en amont du débat public sur le PNGMDR 2019-2021.

Au recyclage de l’URT s’ajoute l’éventualité, annoncée plus récemment et prévue à échéance plus lointaine, de recycler le MOx usé dans les réacteurs actuels. Mais un gros travail de démonstration et de modification des réacteurs et des installations de retraitement et de fabrication du combustible est requis au préalable. Cette possibilité est également actée dans la démarche de clarification des controverses susmentionnée :

Le gain sur le recyclage serait alors de 10% supplémentaires. Ainsi, alors que le taux de combustible recyclé dans le combustible consommé par le parc actuel est actuellement de 10%, ce taux pourrait assez rapidement monter à 18%, jusqu’à même 25% et, à plus long terme, jusqu’à 35% ! Et ce, en dépit de l’abandon d’ASTRID.

Une ouverture, pour finir, sur les avantages induits par le recyclage.

Je rappelle, à toutes fins utiles, que le nucléaire offre d’excellentes performances environnementales lorsque comparé, à production égale, aux autres moyens de production électrique à notre disposition. Toutefois, au-delà de ce fait, les graphiques suivants révèlent que ces performances en premier lieu dégradées par les activités minières, et que donc, moins l’on mine, plus le nucléaire est une technologie respectueuse de l’environnement. Trivial, mais encore fallait-il l’évaluer :

POCP : Potentiel de Création d’Ozone Photochimique
SOx : Oxydes de soufre / NOx : Oxydes d’azote

Ces graphes proviennent d’une étude sur l’impact environnemental du cycle du nucléaire français et sur la comparaison entre le monorecyclage actuel et l’absente totale de recyclage. La comparaison entre ces deux modèles est présentée dans les graphiques suivants:

OTC : Once-Through Cycle (pas de recyclage / TTC : Twice-Through Cycle (monorecyclage)
HLW : High Level Waste (déchets de haute activité)
VLLW : Very Low Level Waste (déchets de très faible activité)
ILW-SL : Intermediate Level Waste – Short Lifes (déchets de faible et moyenne activité à vie courte)
ILW-LL : Intermediate Level Waste – Long Lifes (déchets de faible et moyenne activité à vie longue)

Bref, aussi surprenant cela soit-il (non), recycler est bénéfique pour l’environnement à de nombreux égards.

Et, tout aussi surprenant (non), devinez qui est au front pour expliquer qu’il faut impérativement déclasser les « matières » en « déchets » pour tuer tout progrès du recyclage ?

Le nucléaire civil et militaire, deux frères ?

L’objet de ce billet est des plus simples… La réponse ne le sera pas tant. Comment répondre à l’affirmation suivante et ses dérivés : « le nucléaire, c’est la bombe ».

1.  Introduction

Ce n’est pas anodin comme question, parce que, d’expérience, c’est un argument qui revient encore aujourd’hui… Et pas si rarement. Certes, il ne pèse pas grand-chose à côté de « le nucléaire, c’est les déchets pour des millions d’années ». Mais on l’entend toujours, et beaucoup trop pour quelque chose d’aussi faux. De plus, l’opposition au nucléaire militaire (et surtout ses essais), c’est la raison d’être originelle de Greenpeace, qui depuis, s’est reconverti dans la lutte contre le nucléaire civil, pour continuer à exister. C’est pourquoi il me paraît important de rappeler que, en France (je vais parler un peu d’autres pays, mais comme d’hab, je vais surtout me centrer sur le cas français), les deux sont très dissociés. Et surtout, important d’expliquer pourquoi.

Notez qu’il n’est pas question de nier les liens historiques très forts entre le nucléaire civil et le militaire en France. Je vais parler de la situation présente, celle qui fait que les discours antis des années 60-70 ne sont plus valables… Même s’ils le furent.

2.  Les origines du nucléaire civil français

Avant tout, je vous invite à lire ce thread qui présente bien cette proximité historique, avec la construction des premiers réacteurs électrogènes français, les G, à Marcoule.

Des réacteurs de type « uranium naturel, graphite et gaz » (UNGG), avant tout pensés pour produire du plutonium à des fins militaires. Le premier réacteur G consommait d’ailleurs plus d’électricité qu’il n’en produisait, c’est dire si cette fonction était accessoire !

Et pour aller plus loin sur la technologie de ces réacteurs, je vous propose ce thread, un peu plus velu :

Du coup, c’est acté : les premiers réacteurs électronucléaires français, exploités par le CEA, avaient un but militaire. Et les premiers réacteurs d’EDF étaient de la même technologie UNGG.

En parallèle des réacteurs se développait le retraitement du combustible usé, et on va l’expliquer car ça nous sera incontournable par la suite.

3.  Notion d’isotopie

Reprenons la base, avec la notion d’isotope : le noyau d’atome est composé de protons, chargés positivement, et de neutrons qui sont, comme leur nom l’indique, neutres électriquement.

Le nombre de protons va définir la nature de l’atome dont on parle. Un proton, et on est sur de l’hydrogène. Deux protons, de l’hélium. 26 protons, du fer. 92 protons, de l’uranium.

Et puis le nombre de neutrons va, lui, être variable. Deux atomes de même nature (même nombre de protons) mais de nombre de neutrons différents vont être appelés isotopes.

Par exemple, le noyau de l’atome d’hydrogène est généralement composé d’un proton épicétou. Mais il existe une fraction de l’hydrogène naturel dont le noyau comporte un proton (forcément) et un neutron. On va parler « d’hydrogène 2 » ou plus couramment de deutérium.

Il existe également un isotope comportant un proton et DEUX neutrons. 1+2=3, c’est de l’hydrogène 3 ou… Le fameux « tritium ». Bon, dans le cas de l’hydrogène il y a des noms donnés aux isotopes, mais c’est une exception.

Autre exemple, l’uranium. Lui, dans la nature, comporte 92 protons (sinon ça ne serait pas de l’uranium) et en général 146 neutrons. 92+146 = 238, c’est l’« uranium 238 ». Il existe dans la nature un autre isotope, plus rare, avec 143 neutrons. 92+143=235, c’est l’uranium 235.

À noter que le nombre de neutrons peut affecter la stabilité du noyau. Pour revenir à l’hydrogène, 0 ou 1 neutron, pas de souci. Mais 2 neutrons, c’est trop, ça rend le noyau instable, il se désintègre après un certain temps, c’est ce qu’on appelle la radioactivité.

Pour certains atomes, comme l’uranium, il n’existe aucun isotope stable : le noyau finit toujours par se désintégrer, mais plus ou moins vite. L’uranium 235 se désintègre plus vite (car lui compte trop PEU de neutrons) que l’uranium 238.

4.  Production du plutonium

Revenons à nos UNGG. L’uranium naturel qu’on utilise dans les UNGG, il est composé en gros à 99,3% d’uranium 238 et 0,7% d’uranium 235. C’est ce dernier qui est fissile, assure la réaction en chaîne.

En revanche, l’uranium 238 n’est pas complètement inerte non plus. Et il a notamment la manie d’absorber une faible partie des neutrons produits par la fission de l’uranium 235. Et quand un noyau d’uranium 238 absorbe un neutron, il devient alors uranium 239. Logique.

Ce dernier est cependant très instable (demi-vie de 23,5 minutes), et en se désintégrant, il devient du neptunium 239. Qui est lui-même à peine moins instable (demi-vie de 2,4 jours) et se désintègre donc rapidement en plutonium 239.

Le plutonium 239, il est cool. Pour les militaires, en tout cas. Il est fissile, très réactif, donc permet de faire des bombes de qualitay. Il se désintègre très lentement (demi-vie de 24 000 ans), et sa radioactivité purement α est facile à arrêter, donc il n’est pas (trop) compliqué à manipuler.

Par contre, ce plutonium 239, si on le laisse dans un réacteur nucléaire, il va aussi avoir tendance à absorber des neutrons, comme le faisait son ancêtre l’uranium 238. Et quand il absorbe un neutron, il peut se passer deux choses :

  • Soit il fissionne, en produisant de l’énergie et en contribuant à la réaction en chaîne. Du coup il est perdu, mais il a servi a quelque chose.
  • Soit il ne fissionne pas, et devient plutonium 240.

Le plutonium 240 a une demi-vie assez longue (6 500 ans) et n’est pas fissile, c’est un peu naze. Et, problème majeur, il a un peu tendance à la fission spontanée. C’est-à-dire qu’il fissionne tout seul, sans besoin de rencontrer un neutron. Ce qui peut contribuer à rendre les bombes légèrement instables.

Enfin, ce plutonium 240 peut lui-même absorber des neutrons et devenir du plutonium 241. Ce dernier est un peu fissile, mais surtout, il est très instable, avec une demi-vie d’à peine 14,3 ans : trop long pour juste attendre qu’il disparaisse, mais assez court pour gêner. Il gène parce qu’il se désintègre en émettant des rayons γ qui ne se stoppent pas facilement, donc compliquent la manipulation du plutonium, qui en contient. De plus, en désintégrant, le plutonium 241 se transforme en américium 241, qui absorbe beaucoup les neutrons et étouffe la réaction en chaîne.

Bref, vous l’aurez compris, le seul isotope du plutonium qui vaille le coup, c’est le plutonium 239. Mais quand on produit le plutonium dans un réacteur, il va se produire d’abord sous cette forme 239, puis une partie va évoluer en 240, et une partie de cette partie en 241 et même 242.

5.  Vecteur isotopique

Le résultat, c’est que vous avez, après un passage en réacteur, un mix de tous ces isotopes (et d’autres). Avec, par exemple :

IsotopePourcentage
Plutonium 23954%
Plutonium 24025%
Plutonium 24113%
Plutonium 2428%

Ceci est ce qu’on appelle un « vecteur isotopique » du plutonium.

Cet exemple-là, c’est du plutonium un peu pourri : on se doute que pour un bon plutonium dit « de qualité militaire », un bon vecteur isotopique doit être le plus proche possible du 100% plutonium 239. Et surtout éviter le plutonium 240 (qui fissionne tout seul).

Il se dit que la qualité militaire doit comporter moins de 7% de l’isotope 240, voire moins de 4%. Et comment optimiser notre vecteur isotopique ?

C’est « simple » : il faut laisser le réacteur transformer l’uranium 238 en plutonium 239, comme on l’a expliqué précédemment, mais récupérer ce plutonium, le sortir du réacteur, avant qu’il ait eu le temps de se transformer en plutonium 240 (et au-delà).

Et c’est là que les UNGG sont sympathiques, tout comme les réacteurs soviétiques RBMK (type Tchernobyl), britanniques type AGR et MAGNOX et les CANDU canadiens… Ces réacteurs permettent de fonctionner à l’uranium naturel, donc avec un max d’uranium 238, et de sortir un élément combustible sans arrêter le réacteur.

Pas de réacteur à arrêter, à dépressuriser, de cuve à ouvrir… Chaque tronçon de combustible est dans une enceinte indépendante des autres, et peut donc être retiré, remplacé, mis de côté après un très faible temps de séjour en réacteur, et sans arrêter le réacteur.

6.  Différentes filières de réacteurs

Et il est venu le temps de comparer ça aux réacteurs qui font 90% du parc mondial et 100% du parc français actuel : les réacteurs à eau légère : réacteurs à eau pressurisée (REP) et à eau bouillante (REB). Un billet sur les différentes filières de réacteurs est trouvable à ce lien.

REP et REB ont été pensés avant tout pour la production d’énergie. Entre autres, on leur demande de tirer un maximum d’énergie de chaque kilogramme d’uranium qu’on leur fournit.

En conséquence, le combustible passe beaucoup de temps en réacteur, et le plutonium qui est produit a donc un vecteur isotopique tout pourri. C’est le vecteur isotopique que je donnais en exemple dans le tableau précédent.

Quant à se dire « même avec un REP ou REB, il suffit de passer moins de temps en réacteur pour améliorer le vecteur isotopique », c’est pas si simple : dépressuriser et ouvrir une cuve, abaisser la température de tout le circuit primaire, ça prend des jours, et même chose dans le sens inverse.

Donc le réacteur passerait quasiment tout son temps à l’arrêt : déjà, c’est une perte d’argent énorme et surtout, ça produirait extrêmement peu de plutonium.

7.  Synthèse sur la production de plutonium

Voilà l’essentiel de ce qu’il faut retenir de ce billet. Le vecteur isotopique du plutonium produit dans les réacteurs à eau légère comme 90% du parc mondial ne permet pas de faire des armes nucléaires.

Si les premiers réacteurs étaient conçus pour produire du plutonium de qualité militaire, ce n’est plus d’actualité en France depuis la fin des années 70 avec le lancement du programme de réacteurs à eau pressurisée ; c’est le gros schisme entre filières civile et militaire.

8.  Aspect retraitement

D’ailleurs, ça s’est observé au niveau de l’industrie du retraitement du combustible usé. Pour rappel, quand on sort le combustible nucléaire du réacteur, il y a évidemment du plutonium sous tous ses isotopes, mais ça représente une toute petite fraction du combustible.

Il y a également une fraction plus importante de produits de fission, des éléments extrêmement radioactifs de toutes natures (beaucoup de « métaux de transition » comme disent les chimistes) qui n’ont d’autre destinée que de partir aux déchets. Et surtout, l’énorme majorité du combustible usé est composé de l’uranium qui n’a pas fissionné, et puis de toutes les structures qui font le combustible.

Le retraitement sert à séparer tout ça. Extraire le plutonium d’un côté, l’uranium de l’autre, et conditionner le reste pour en faire des déchets. Et ce retraitement a commencé à Marcoule, dans l’usine UP1, aux côtés des réacteurs plutonigènes G.

L’usine de Marcoule a eu une jumelle à la Hague, UP2 (renommée plus tard UP2-400, 400 étant le tonnage annuel de combustible qu’elle pouvait retraiter). Et ces deux usines avaient un but militaire très clair : extraire le plutonium pour la bombe.

Mais avec le déploiement de la filière REP, UP2-400 a dû être modifiée pour gérer du combustible REP… Puis UP1 et UP2-400 ont été tout simplement remplacées par UP2‑800 et UP3, quasi-intégralement dédiées au combustible REP/REB (et un peu de combustible de réacteurs de recherche).

C’était la fin du retraitement militaire. Mais comme on souhaitait pérenniser l’industrie du retraitement, fleuron national, et qu’on ne voulait pas juste accumuler du plutonium de basse qualité, on lui a trouvé un usage civil.

C’est ainsi que l’usine Mélox vit le jour, à Marcoule encore, pour produire le MOx, du combustible nucléaire pour REP/REB fait à partir de plutonium extrait du retraitement, et d’uranium appauvri. Les débuts du recyclage du combustible nucléaire.

9.  L’enrichissement de l’uranium

À ce stade, nous avons largement écumé les questions du retraitement, de l’historique, et de la filière plutonium. Mais le plutonium n’est pas le seul point de contact entre nucléaire civil et militaire. Notamment, les armes nucléaires peuvent aussi fonctionner à l’uranium… Enrichi. Très enrichi.

Les filières UNGG ne nécessitaient pas, à l’origine, d’enrichir l’uranium. Donc le développement de l’enrichissement en France s’est fait, là encore, à des fins exclusivement militaires.

C’est plus tard, avec le programme de construction de REP à la fin des années 70, qu’il a fallu enrichir l’uranium pour en faire du combustible nucléaire. Et si les militaires et la recherche consommaient déjà de l’uranium enrichi à plus de 90% d’uranium 235, la filière REP demandait du… 3 à 5% seulement.

Donc l’enrichissement, qu’il soit par la très peu discrète et extrêmement énergivore technologie de diffusion gazeuse, ou par la beaucoup plus dissimulable technologie d’ultracentrifugation (bien plus récente), c’est une technologie militaire qui a servi ensuite au civil.

10.              Propulsion navale

Finissons avec un détour par la propulsion nucléaire navale. Parce que le nucléaire, c’est l’Arme, mais c’est aussi ça : mouvoir bâtiments de surface et de subsurface avec un maximum d’autonomie et, éventuellement, de discrétion.

L’idée a surtout été portée par la filière des sous-marins : discrétion, autonomie / volume des réserves de carburant, pas besoin d’air pour la propulsion… Les intérêts étaient évidents.

Mais un sous-marin, c’est très limité en espace. Et aux débuts du nucléaire français, on ne savait pas enrichir l’uranium : les seuls réacteurs envisageables étaient au graphite et/ou à l’eau lourde, des designs de cœurs hélas très volumineux…

Le premier projet français, le Q.244, fut d’ailleurs très tôt reconnu comme un échec, et le sous-marin fut pendant sa construction réorienté vers la propulsion conventionnelle.

Non, pas le choix, il fallait pouvoir enrichir l’uranium. Et une fois cette technologie maîtrisée avec des taux d’enrichissement élevés, la porte était grande ouverte pour les réacteurs à eau pressurisée.

Ils étaient compacts, pouvaient rapidement faire varier leur puissance et n’étaient quasiment pas dérangés par une inclinaison de la plateforme dans un sens ou dans l’autre, donc ne restreignaient pas la manœuvrabilité du soum.

Des réacteurs à eau bouillante auraient manqué de ce dernier avantage :  dans un REB, l’eau passe de l’état liquide à gazeux non pas dans un circuit secondaire, mais directement dans le cœur. Il existe donc une surface libre, une séparation entre eau liquide et milieu vapeur. Surface libre qui aurait été toujours horizontale alors que le reste du cœur s’incline avec les mouvements du sous-marin… ça aurait été très compliqué en termes de thermohydraulique et de neutronique.

Le premier réacteur à eau pressurisée français fût donc le PAT, le Prototype À Terre (prototype de chaufferie navale, donc), à Cadarache, à la main du CEA, et de sa filiale d’alors, Technicatome. En revanche, à ma connaissance, le réacteur naval conçu par le CEA n’a pas servi à la filière civile.

PAT

En effet, les REP construits par EDF l’ont été à partir d’une licence achetée aux USA (Westinghouse). J’ignore toutefois si Westinghouse a développé son design à partir de technologies militaires ou purement civiles.

Précisons que, depuis, les réacteurs navals ont gagné en compacité en intégrant le générateur de vapeur au-dessus de la cuve. Concept que l’on retrouve aujourd’hui… Dans les SMR, les « small modular reactors » qui se développent actuellement, pour la filière civile 🙂

Chaudière compacte

11.              Conclusion

Récapitulons :

  • L’enrichissement s’est développé d’abord pour l’Arme et la propulsion
  • Le retraitement est une technologie purement militaire à la base
  • Les premiers réacteurs électrogènes étaient à vocation militaire
  • Les réacteurs actuels produisent un plutonium dont le vecteur isotopique est incompatible avec la fabrication d’armes
  • Ils ne permettent pas d’extraire le plutonium sans arrêter le réacteur pendant des jours
  • Les militaires ont développé le réacteur à eau pressurisée avant le civil
  • La propulsion navale exploite déjà des réacteurs qui rappellent les futurs SMR

S’il y a un constat à tirer de tout ça… C’est que, hier comme aujourd’hui, entre civil et militaire, on a non pas une intrication… Mais plutôt un apport unidirectionnel.

Le militaire a abreuvé le civil de technologies, tandis que l’inverse est assez rare – le civil a, par contre, permis d’amortir le coût de développement de certaines technologies développées à but militaire.

Par cet aspect, l’histoire du nucléaire rappelle énormément, je trouve, celle du spatial.

Néanmoins, de nombreux pays ont développé des filières nucléaires civiles sans avoir le besoin d’une filière militaire (Allemagne, Corée du Sud, Belgique, Suisse…). Ils empêchent de tirer la conclusion (peu importe ce qu’on voudrait lui faire dire) « le nucléaire civil n’existerait pas sans la bombe ».

L’exemple le plus marquant est, je trouve, le Canada, avec leurs réacteurs autochtones CANDU (là où beaucoup de pays ont développé des filières civiles sur la base de technologies fournies par des pays militarisés).

Les exemples dans l’autre sens, c’est-à-dire de pays qui n’ont développé que le nucléaire militaire, sans chercher à développer une filière civile, sont plus rares. En vérité, je n’en vois que deux : la Corée du Nord et Israël.

Quant à savoir si le « le civil ne sert que de prétexte à faire des bombes », une attaque encore excessivement courante et pourtant très vintage dans sa conception, vous comprenez à présent que la réponse est, sans équivoque, NON.

Impact de la canicule 2019 sur le système électrique français

La semaine du 22 au 29 Juillet 2019 a été marquée par une vague caniculaire ayant d’une part sollicité les moyens de climatisation, et d’autre part mis à rude épreuve les moyens de production électrique – dont le très médiatique nucléaire.

Selon le twittos @buchebuche561, douze réacteurs nucléaires en production à cette période ont du réduire leur puissance pendant cette vague de chaleur, et deux autres, les deux réacteurs de la centrale de Golfech, ont été mis à l’arrêt complet.

En plus de cela, seize tranches étaient à l’arrêt complet pour leurs opérations de maintenance, de rechargement du combustible, ou de visites décennales. D’autres réacteurs encore ont subi des réductions de puissance indépendantes de la canicule, pour des travaux de maintenance spécifiques ou suite à des défaillances.

Au-delà du nucléaire, le vent était très peu généreux, les panneaux solaires souffraient de la chaleur (le rendement baisse avec la température), et la résultante fût une production électrique au gaz substantielle pendant la semaine. Plus encore, la France est devenue par moment importatrice nette. Non pas que le réseau était à ses limites, mais les lois du marché faisaient alors qu’il était plus économiquement intéressant d’importer que de brûler davantage de gaz.

L’hydraulique n’était pas aidée non plus : la petite hydraulique (centrales électriques dites « au fil de l’eau ») était limitée par des débits faibles, et la grande hydraulique (barrages) s’économise l’été pour ne pas vider des réserves d’eau qui seront précieuses en hiver.

Bilan.

Pour l’hydraulique, pas de surprise : une base constante et des pics périodiques, le tout très modeste pour les raisons données ci-avant.

Pour l’éolien c’est pareil, sans la base constante. On voit une remontée le week-end (fin de canicule et temps orageux sur une bonne partie du pays) mais un parc dans l’ensemble à l’arrêt.

Pour le solaire pas de surprise non plus. C’est toujours joli, ça produit pas mal mais loin du maximum malgré l’ensoleillement (cette histoire de rendement), et ça se casse la gueule lors des orages, normal.

Et, enfin, le nucléaire. @buchebuche561 a été voir les motifs de chaque indisponibilité (partielle ou totale) de production, pour savoir lesquelles sont imputables à la canicule, et lesquelles n’ont rien à voir. Un énorme merci pour ce gros boulot ♥.

Du coup, j’ai pu tracer la production, le parc installé (comme sur les précédents graphiques, du coup), mais aussi la production qu’on aurait pu attendre sans les limites imposées par la canicule.

Ça permet de visualiser l’impact de la canicule, qui ne joue clairement pas que sur l’épaisseur du trait. Rien que les 2600 MW de Golfech font mal. Mais ça n’est pas non plus un effondrement.

Les indisponibilités du fait de la canicule restent une minorité des indisponibilités habituelles en été (qu’on doit au fait qu’on veut une disponibilité max l’hiver, donc on concentre la maintenance l’été et l’automne).

Et les imports et exports, pour finir. L’effet week-end encore très visible : remontée de la production éolienne et surtout baisse de la consommation -> On se remet à exporter à bloc.

Je profite de ce dernier cas pour signaler une limite des graphiques radar : les faibles valeurs sont, visuellement, minimisées. Ici, les 0 à 2 GW d’imports, par exemple, sont à peine visibles. Alors qu’une variation de 4 à 6 GW par exemple occupent une aire bien plus grande.

C’est pour ça que j’évite de représenter les différents moyens de production sur un même graphe… Les petites valeurs du solaire (car plus petit parc) sont visuellement encore plus minimisées devant le nucléaire.

On m’a proposé une échelle non linéaire pour compenser, mais j’ai peur que ça embrouille. Donc je reste là-dessus… Mais gardez juste en tête que le radar déforme visuellement en minimisant les petits valeurs (et inversement).

Quelques mots, pour finir, sur l’explication de ces arrêts / réductions de puissance.

Non, les réacteurs n’étaient pas empêchés de fonctionner à cause de la chaleur. Les circuits primaires et secondaires des réacteurs tournent à 200-300 °C, donc ce ne sont pas 10°C de plus à l’extérieur qui vont faire la différence.

Non, le problème n’était pas de pouvoir refroidi le réacteur. Pour la même raison ; quand il s’agit de refroidir un circuit à 250 °C, une source froide à 30 °C fait toujours l’affaire.

Non, la sûreté n’a à aucun moment été compromise. Un réacteur à l’arrêt a besoin de cinquante fois moins de refroidissement (pour ses fonctions de sûreté) qu’un réacteur en production (pour son fonctionnement). Donc, schématiquement, lorsque la canicule atteint le seuil où l’on met le réacteur à l’arrêt, le seuil où la sûreté serait remise en question est cinquante fois plus loin.

L’arrêt / la réduction de puissance des réacteurs est une problématique de protection de l’environnement. La réglementation impose des contraintes sur la température de l’eau rejetée en aval des réacteurs : une limite absolue, et une limite relative. C’est à dire que les rejets ne doivent ni dépasser une certaine température, ni dépasser de X degrés la température en amont, et ce afin de limiter le stress sur la biodiversité aquatique.

Et lorsque la température en amont approche la limite absolue en aval… Il faut réduire l’échauffement, voire cesser de réchauffer l’eau.

Plus d’infos dans ce thread :

L’eau contaminée au tritium de Fukushima

Point de situation au Japon

Ces eaux sont pompées dans la centrale accidentée de Fukushima, où elles sont notamment renouvelées par le ruissellement des eaux souterraines, les pluies et les fuites éventuelles des circuits de refroidissement des cœurs fondus.

Vu l’environnement, elles se chargent en particules radioactives de tous genres : Césium 137 et 134, Cobalt 60, Antimoine 125, Ruthénium 106, Strontium 90, Iode 129 et Hydrogène 3 (tritium), pour les plus gros. Des produits de fission radioactifs et aux demi-vies suffisamment longues pour que leur quantités n’aient pas beaucoup baissé depuis l’accident.

Au fil des ans, TEPCO a mis au point un procédé de décontamination de ces eaux. Double filtration du césium et du strontium par ceux procédés différents (KURION et SARRY), puis désalinisation de l’eau, puis traitement dans l’Advanced Liquid Processing System (ALPS). Ce dernier est constitué d’une unité de coprécipitation et de traitement du fer, d’une autre pour les carbonates. Puis l’eau traverse une cascade de 16 tours d’adsorption de deux types différents.

À la sortie de tout ça, les eaux sont très faiblement contaminées (certains éléments passent même sous les limites de détectabilité), quitte à devoir refaire un passage pour les radionucléides les plus embêtants, et on pourrait presque les rejeter en mer, en conformité avec les autorisations de rejets de la centrale du temps où elle fonctionnait normalement.

On pourrait… Mais KURION, SARRY et l’ALPS ne touchent pas au tritium. Le tritium vous le savez, c’est un isotope de l’hydrogène, qu’on retrouve en général (en tout cas dans ce genre de circonstances) dans les molécules d’eau. Donc aucun filtre, aucun traitement chimique ne peut le séparer de l’eau : il n’est pas dedans, il EST l’eau. Et bien que très peu radiotoxique, on le retrouve en quantités énormes et largement au-dessus de ce qu’on pouvait trouver dans les effluents de la centrale en exploitation. Et donc au-dessus de ce qu’elle est autorisée à rejeter.

Du coup, faute de mieux, TEPCO entrepose depuis des années ces eaux dans des grandes citernes, mais pourrait manquer de place pour celles-ci d’ici 2022, apparemment. Donc l’industriel veut quand même rejeter ces eaux dans l’océan, malgré le tritium.

« Quoi, rejeter des eaux chargées en radioactivité artificielle, au delà des normes autorisées pour la centrale nucléaire, non mais ça va pas… » Du calme. Le tritium, pour rappel, c’est très très peu radiotoxique. Ça veut dire que c’est radioactif, mais une radioactivité très faible, uniquement des rayons β (pas d’α destructeur ni de γ pénétrant) et encore, des β de très faible énergie.

Les rayons β du potassium 40, par exemple (un radioélément naturel présent dans notre organisme) sont 100x plus énergétiques. Et en cas d’ingestion, des rayonnements α seraient encore largement pires.

Il faut donc beaucoup de tritium pour constituer un risque. Beaucoup comment ? Et bien… Beaucoup plus que ce que la centrale rejette ordinairement. Bon, je connais pas en détail le cas de Fukushima ni du nuc japonais… Mais d’expérience, je pense pouvoir deviner comment la limite de rejet a été établie.

L’autorité de sûreté (enfin, ce qui servait d’autorité de sûreté aux japonais) a calculé combien la centrale pouvait rejeter sans que ça soit un gros risque pour les populations et l’environnement. Ils ont trouvé une valeur annuelle (disons arbitrairement 100 TBq/an) probablement supérieure à tout ce que la centrale rejetterait en 40 ans (disons 40 TBq), et c’était con de fixer ça comme limite de rejets annuels. Absurdément élevé.

Alors ils ont demandé à TEPCO combien ils prévoyaient de rejeter annuellement (disons 1 TBq/an), et ils ont autorisé ça + une marge (pour les aléas d’exploitation). Et paf, ça fait une limite de rejets (à, arbitrairement, 1,2 TBq/an).

Indépendante des enjeux sanitaires, et environnementaux, car bien plus basse que ça (100 TBq/an aurait été acceptable de ce point de vue).

Du coup, on comprend que TEPCO aimerait bien faire péter cette limite, sans pour autant faire péter les seuils sanitaires, pour rejeter cette eau (par exemple gratter le droit de rejeter 20 TBq/an).

Et je pense que ce serait une bonne chose parce que des rejets contrôlés, ça peut être bien fait. Entreposer indéfiniment, par contre, c’est courir un risque croissant et inutile d’un accident et donc de rejets non contrôlés, avec des conséquences potentiellement déplaisantes. Tout d’un coup, n’importe où, bof.

Comparaison avec un cas français

Bon, du coup, on peut rejeter un peu plus en mer que ce qui est normalement autorisé pour la centrale. Mais jusqu’à combien, avant d’avoir un impact environnemental ou sanitaire ? Alors j’ai pas les ressources ni les compétences pour improviser une étude d’impact exhaustive, là, sur la centrale de Fukushima. Alors je vais plutôt raisonner par analogie… Mais comprenez que l’analogie a ses limites, donc des marges s’imposeront peut-être.

Je vais faire une comparaison avec la plus grosse source de tritium artificiel au monde depuis la fin des essais nucléaires, j’ai nommé l’usine Orano de la Hague, l’usine française de retraitement du combustible nucléaire usé.

Du tritium, il s’en forme un peu dans le circuit primaire des réacteurs nucléaires, par capture des neutrons par le lithium et le bore présents pour des raisons de chimie et de contrôle de la réaction nucléaire. Il se retrouve dans les rejets des centrales dont on a tant parlé. Mais il s’en forme aussi, et pas qu’un peu, directement dans le combustible ! Parce que certaines fissions produisent non pas deux mais trois produits de fission, l’un étant alors le tritium.

En principe, ce tritium reste dans le combustible. Mais quand le combustible arrive à l’usine de la Hague pour être retraité, ce tritium et tous les autres produits de fission sont libérés et chacun gérés à leur manière. Séparés, concentrés, calcinés et vitrifiés, pour la plupart. Mais, comme dans les réacteurs, le tritium ne peut pas être facilement séparé chimiquement et, compte tenu de sa très faible radiotoxicité, y’a pas vraiment de problème à le rejeter, il se retrouve donc dans les effluents de l’usine qui sont contrôlés, encadrés mais au final rejetés en mer.

Pour une centrale nucléaire, les rejets annuels maximaux autorisés pour le tritium sont de l’ordre de quelques dizaines à une grosse centaine de térabecquerels (TBq). Pour l’usine de la Hague, la limite légale dans les rejets liquides est à 18500 TBq par an. Vous voyez le changement d’ordre de grandeur ? Dans la pratique, toute fois, ils ne sont « que » de 10 000 à 13 000 TBq/an. Quant à ‘impact de ces rejets, j’en ai déjà parlé ici et . Mais on va reprendre les principales conclusions.

Je vais remonter aux chiffres de 2016, parce que je les ai de manière plus détaillés que les années plus récentes. Les rejets radioactifs liquides de l’usine cette année là, ils ressemblent à ça. Attention, échelle log.

Et si on regarde la dose pour la population de référence la plus élevée aux rejets liquides…

Pour ceux qui ne seraient pas à l’aise avec l’échelle log, pour que vous compreniez : les rejets, sans échelle logarithmique, ça ressemble à ça, selon l’échelle :

Pour les doses, c’est plus lisible par contre, donc si vous préférez :

Pourquoi je vous montre tout ça ? Et bien voyez : le tritium, c’est 99,9% des rejets liquides de l’usine cette année là. Mais c’est 0,10% de la dose. Ça relativise plutôt bien, pour la centième fois, la dangerosité du tritium.

Le tritium, dans l’impact radiologique total de l’usine de l’ordre de 15 µSv, il pèse pour 18 nSv. Un cinquième de dose équivalent banane par an ! #BananaForScale. On doit ça à sa très faible radiotoxicité, et à sa dilution super facile dans l’eau. On reparlera un peu de dilution en fin de thread, d’ailleurs.

Maintenant, si on en revenait un peu à Fukushima ? Il faut se demander quelle quantité de tritium TEPCO veut rejeter, pour se demander où on se place par rapport à la Hague !

Les données les plus récentes que j’ai, elles sont là :

Mais elles sont en Bq/L, et secteur de citernes d’eau par secteur. Donc il y a un énorme travail de traitement, pour avoir des Bq, que je n’ai pas le courage de faire ^^

En revanche, la source nous donne une information importante : même en écartant le tritium, une partie de l’eau contaminée n’est pas encore apte au rejet en mer, en raison de concentrations non négligeables en autres radionucléides. Donc même si TEPCO obtenait une autorisation de rejet plus élevée pour le tritium, seule une partie (à priori une majorité) de l’eau pourrait être rejetée, réglant le problème de place, mais il y aurait un travail de décontamination supplémentaire à réaliser pour le reste du stock d’eau, à ne pas oublier le jour venu.

Toujours est-il qu’avec tout ça, on ne connaît pas la quantité de tritium stockée. Donc on va repartir de ce document là, pas trop vieux, que j’ai piqué sur le site du gouvernement japonais.

Page 4, paragraphe 3

7,6.1014 Bq dans 820 000 m3. On va faire les brutes et considérer que le volume et l’activité vont avoir doublé d’ici le jour où ils iront rejeter tout ça. On part donc sur 15.1014 Bq, soit 1500 TBq. L’usine de la Hague, pour rappel, a le droit à 18 500 TBq PAR AN.

Et vu qu’elle rejette autour de 12 000 TBq/an, on pourrait ajouter toute le tritium entreposé à Fukushima dans UN AN de ses rejets sans qu’elle ne dépasse ses limites… Et sans que la dose n’augmente beaucoup (ajoutez 20% à un cinquième de banane…).

Vous comprenez pourquoi je me tape la tête contre les murs (heureusement dimensionnés à pire que ça) quand je vois les cris et titres alarmistes contre ces rejets d’eau tritiée ? Y’a pas vraiment de risque environnemental, dans ces rejets de tritium. Les soucis, c’est d’avoir les autorisations pour rejeter plus qu’actuellement autorisé, et puis les problèmes sociétaux, notamment pour les pêcheurs : les gens, incapables de jauger le risque, ne vont plus vouloir acheter (à nouveau) de poissons de la région ! S’ajoute à cela un aspect politique avec la Corée du Sud, relativement hostile envers le Japon sur le plan économique, qui joue sur ces rejets pour menacer de sanctions économiques.

Bon, allez, il peut y avoir un souci d’ordre radiologique quand même.

Les limites de la comparaison

Les conditions, pour maximiser la dilution, sont vraiment idéales pour la Hague. Les courants y sont exceptionnels (d’ailleurs, on voulait construire un parc d’hydroliennes dans le Raz Blanchard, à cet endroit même !)

Source

Donc les concentrations en tritium et autres radionucléides retombent très très vite quand on s’éloigne. Vous pouvez aller voir vous-même les mesures sur ce site. Par exemple, ci-dessous, on a les mesures de concentration en tritium dans l’eau de mer tout proche du point de rejet à différents moments de l’année. Quelques dizaines de Bq/L, on peut trouver ça dans les eaux douce en aval de centrales nucléaires sans que ça ne soit choquant (si, si!)

Je ne suis absolument pas sûr que le Japon puisse rassembler des conditions semblables pour les eaux entreposées à Fukushima. Là est la grosse limite de la comparaison. Peut-être que le tritium se diluera dix fois moins bien là-bas. C’est juste à garder en tête pour comprendre qu’on ne bazarde pas tout d’un coup (ça, et les autres radionucléides que je mentionnais précédemment).

Après, il y a des parades à cela. Étaler dans le temps les rejets, après tout, s’il faut le faire sur cinq ou dix ans, et bien pourquoi pas ? On peut aussi construire une conduite de rejet qui irait chercher, peut-être sur plusieurs kilomètres (voire un vrai pipeline de 50 ou 100 km) un site mieux agité ? Ou encore rejeter à différents endroits, éloignés les uns des autres, en veillant à ce que les courants ne viennent pas tout concentrer au même endroit.

Mais voilà, je tenais à dire que ce n’est pas parce que la Hague pourrait tout rejeter en moins d’un an qu’il faut que le Japon fasse pareil. Y’a pas le feu, on peut faire les choses le plus soigneusement possible.

Mais attendre sans rien faire indéfiniment, c’est moins défendable.