Déchets #8 « On ne sait pas gérer les déchets nucléaires »

Ce billet est une nouvelle tentative de synthétiser, en une fois, la réponse à cette affirmation, c’est-à-dire de rappeler les grandes principes de la gestion des déchets radioactifs, en France, aujourd’hui.

Déchets à vie courte

Plus de 90% du volume de déchets radioactifs produits à ce jour en France consiste en des déchets à vie courte ou de très faible activité. Pour ceux-ci, une gestion responsable, vis-à-vis des générations futures, demande de répondre globalement aux mêmes enjeux que pour la plupart des déchets ménagers ou industriels que nous produisons depuis des décennies, dans des quantités plusieurs ordres de grandeur supérieures à celles des déchets radioactifs.

C’est une question que, à mon sens, l’on peut politiquement et rationnellement aborder de deux manières différentes. Soit l’on considère à peu près convenable notre actuelle gestion des déchets au sens large, en France, auquel cas il en est de même pour 90% des déchets radioactifs, soit l’on conteste la gestion actuelle des déchets au sens large, mais alors les déchets radioactifs ne sont qu’anecdotiques, une goutte d’eau dans l’océan qui attire une attention disproportionnée et éloignée des vrais enjeux.

Déchets à vie longue

En plus de ces déchets, nous avons à charge 10% du volume de déchets que l’on dit « à vie longue » et qui concentrent 99,9% de la radioactivité des déchets radioactifs produits en France.

Ceux-ci méritent une gestion spécifique, en raison de ce qu’ils impliquent pour les générations futures.

Aujourd’hui, et à court terme, leur gestion n’est guère un sujet, ni technique, ni de société. Cependant, cette gestion repose sur des infrastructures qui nécessitent une maintenance régulière et un renouvellement toutes les quelques décennies, quelques siècles au plus.

De fait, reposer sur l’actuelle solution de gestion portée sur le long terme implique fortement, nos descendants, lesquels auront à charge de surveiller ces infrastructures et de, périodiquement, en extraire les déchets, reconditionner ces derniers, et les ré-entreposer dans de nouvelles structures. Et ce, génération après génération, pendant des durées démesurées à l’échelle des sociétés humaines.

Outre les difficultés éthiques de cette solution, celle-ci consisterait en un pari sur la pérennité de la civilisation humaine moderne, sa survie aux crises nationales ou mondiales d’origines humaines ou naturelles. Une telle stratégie, portée sur le le long terme, a longtemps été unanimement reconnue, en France, comme inacceptable par le public, les mouvements écologistes, politiques, ainsi que par l’industrie. C’est à la fin des années 2010 que cette unanimité s’est ébréchée, mais nous y reviendrons.

Dans la quête d’une stratégie alternative, plus enviable, la solution proposée par la communauté scientifique fut de remplacer ces infrastructures temporaires par une enveloppe géologique naturelle, qui existe et existera sans nécessiter aucune maintenance, et sans besoin d’être renouvelée.

Le stockage géologique

C’est le principe de stockage géologique, qui prévoit de stocker les déchets dans des formations rocheuses choisies pour leurs capacités à confiner efficacement et durablement les substances radioactives. Et « durablement » au sens géologique, pas au sens de l’industrie.

Le principe de stockage géologique fait l’objet d’un consensus scientifique mondial et, en France, un projet de mise en œuvre commence à être bien consolidé, sur le papier et en laboratoire (lequel est implanté dans la formation géologique profonde destinée à recevoir nos déchets à vie longue).

Il s’agit d’une solution non pas provisoire mais définitive, et qui, en ne nécessitant ni maintenance ni surveillance à terme, évite de léguer aux générations futures la gestion de nos déchets radioactifs.

L’alternative au stockage géologique

Deux paragraphes plus haut, j’évoque un consensus scientifique mondial en faveur du stockage géologique. Quelques paragraphes plus haut, je disais également qu’en France, il y avait autrefois consensus de société sur le caractère inacceptable d’une stratégie qui consisterait à pérenniser la gestion actuelle, à base d’infrastructures provisoires à reconstruire périodiquement.

Cependant, ce second consensus s’est aujourd’hui effondré ; et alors que le stockage géologique est chaque jour un peu plus proche de devenir une réalité, les opposants historiques au nucléaire ont été contraints à adapter leur discours pour pouvoir demeurer dans une démarche d’opposition.

Aujourd’hui, ils font explicitement la promotion d’une stratégie alternative qu’ils appellent généralement « stockage/entreposage en sub-surface ».

Nos demandes sur les déchets nucléaires : renoncer au projet d’enfouissement profond Cigéo et privilégier d’autres options, comme le stockage à sec en sub-surface pour permettre aux générations futures de surveiller et d’accéder aux déchets radioactifs. […]

Greenpeace France, 2019

EELV rappelle qu’une autre voie que l’enfouissement est à privilégier : l’entreposage en sub surface à proximité des sites de production nucléaire, qui diminuerait les risques, notamment sur les questions de transports.

Europe Écologie – Les Verts, 2015

La plupart des pays nucléarisés ont choisi l’option de l’entreposage à sec des combustibles irradiés après séjour en piscine. […] notre pays persiste dans une fuite en avant nucléaire : le projet de stockage définitif CIGEO dont la sûreté et la gestion sont constamment remises en question […] Il est plus que temps de revenir à la raison, et d’arrêter toute forme de retraitement des combustibles usés. C’est également préserver l’avenir, que de laisser aux générations futures la possibilité de mette au point des techniques d’élimination […].

La France Insoumise, 2019

Le premier commentaire que je ferai porte sur l’emploi, indifférent, des termes d’entreposage et de stockage, car cette confusion est lourde de sens. Lorsqu’il s’agit de déchets radioactifs, l’article L542-1-1 du Code de l’environnement fixe les définitions suivantes :

  • L’entreposage consiste à placer les substances radioactives à titre temporaire dans une installation spécialement aménagée en surface ou à faible profondeur, avec intention de les retirer ultérieurement.
  • Le stockage consister à placer ces mêmes substances dans une installation spécialement aménagée pour les conserver de façon potentiellement définitive, sans intention de les retirer ultérieurement.

Or, pour les déchets à vie longue, le stockage en surface ou sub-surface n’existe pas, car, compte tenu des durées en jeu pour ces déchets, de telles infrastructures ne peuvent pas être considérées comme définitives.

La stratégie alternative qu’ils mettent en avant est donc celle d’un entreposage, en surface comme actuellement, ou en sub-surface (c’est à dire à très faible profondeur, sans jamais en justifier la pertinence).

Cette stratégie implique d’adapter légèrement la stratégie actuelle, en réalisant des infrastructures conçues non plus pour quelques décennies mais pour un à trois siècles… Puis de les renouveler, tous les quelques siècles. En assurant une maintenance et une surveillance continue, et une manipulation périodique des déchets pour les désentreposer, reconditionner, réentreposer.

Et ce, dans l’espoir qu’une solution alternative, pérenne, soit un jour trouvée… Tout en excluant le stockage géologique et quasiment toutes les solutions de transmutation, car celles-ci nécessitent, pour la plupart, de pérenniser la filière nucléaire avec de nouveaux réacteurs avancés et nouveaux procédés de traitement du combustible nucléaire. Ainsi, par opposition au stockage géologique, ils ne proposent rien moins que de prolonger la stratégie provisoire actuelle, potentiellement sur des dizaines de milliers d’années, en comptant sur la pérennité de la société humaine moderne et sans considération des coûts et responsabilités reportées sur les générations futures.

Afin de pérenniser leur opposition au nucléaire, ils sont dans l’obligation de pérenniser le problème des déchets, et donc de militer en faveur d’une solution de gestion qu’ils considéraient autrefois, aux côtés des scientifiques, du public et des industriels, comme inacceptables.

Désintégration : radioactivité et fission

Les questions qui m’ont été adressées proviennent d’une confusion entre deux phénomènes ayant lieu à l’échelle du noyau de l’atome (noyau → « nucléaire », par étymologie). La désintégration radioactive, et la fission nucléaire. Et ce sera également l’occasion de parler de transmutation.

La désintégration radioactive

Types de rayonnements

La désintégration est un phénomène spontané, c’est à dire qu’il n’a pas besoin d’être provoqué, il se déroule sans initiateur et de manière aléatoire dans les noyaux des atomes dits « radioactifs » (ce qui signifie… « qui sont susceptible de se désintégrer spontanément », justement).

Le noyau d’un atome, c’est un agrégat de deux types de particules, les neutrons et les protons. Les uns et les autres affichent une masse quasiment identique, mais le proton est électriquement chargé (sensible à un champ électrique, donc), tandis que le neutron est… neutre.

©IN2P3

Lors d’une désintégration radioactive, la modification est subtile. Un cas typique est celui d’un neutron qui se transforme en un proton, ce qui implique un changement de charge électrique… Compensé par l’éjection d’un électron : une particule beaucoup plus petite et légère, mais de charge opposée à celle du proton. Cette émission d’électrons est ce qu’on appelle le rayonnement β- (lisez « bêta moins »), qu’on raccourcit souvent par β, en oubliant le « moins » (parce que, certes, il existe un rayonnement β+, mais dans de rares cas de figure, donc la pratique conduit à souvent assimiler « β- » à « β »).

Il existe une autre forme de radioactivité assez courante, c’est le rayonnement α (« alpha »). Dans ce cas, le noyau initial se voit arracher un fragment comportant deux protons et deux neutrons, ce qui correspond au noyau de l’atome d’hélium.

©IN2P3

Énergie des rayonnements

Dans un cas comme dans l’autre, le phénomène libère une petite quantité d’énergie. Celle-ci se trouve sous la forme d’énergie cinétique, donc, en fait, de vitesse de la ou des particule(s) éjectée(s). Cette énergie, bien qu’importante à l’échelle d’une particule, est infime à l’échelle des quantités d’énergie que nous sommes habitués à manipuler au quotidien. C’est pourquoi aucune de nos unités habituelles, le (kilo)wattheure, le Joule, n’est appropriée. On comptera plutôt en « électrons-volt », notés eV, ou « mégaélectrons-volts », notés MeV, qu’il n’est pas question d’expliquer ici. Retenez simplement qu’il s’agit d’une unité de mesure de l’énergie (pour les curieux : 1 MeV ≈ 0.2 millionième de millionième de Joule).

L’énergie libérée par la radioactivité α ou β, exprimée en MeV, donc, varie selon l’atome initial qui s’est désintégré.

Pour le plutonium 238 par exemple, dont la désintégration s’accompagne d’un rayonnement α, on est à 6 MeV par particule α émise. Cet exemple n’est pas innocent : c’est cette énergie, de désintégration du plutonium 238, que l’on met à profit pour produire de la chaleur et, au final, de l’électricité, dans les « Générateurs Thermoélectriques à Radioisotope » qui équipent plusieurs missions d’exploration spatiale à la surface de Mars (Curiosity, Perseverance) et vers les objets plus lointains du système solaire (Voyager, Cassini-Huygens…).

Autre exemple, l’iode 131. Celui-ci est le radionucléide le plus redouté en cas d’accident de réacteur nucléaire, à l’origine de nombreux cancers de la thyroïde au Bélarus, en Ukraine et en Russie après la catastrophe de Tchernobyl. Avec lui, on a un rayonnement β d’énergie un peu inférieure à 1 MeV.

Dernier exemple, le tritium (ou hydrogène 3), dont on parle énormément dans le cadre des futurs rejets des eaux contaminées de Fukushima-Daiichi. On est encore sur un rayonnement β, mais dont l’énergie est d’à peine 0,02 MeV.

Mesure de la radioactivité

La radioactivité d’un matériau radioactif donné est donc liée au matériau en question, et est caractérisée par le type de rayonnement et l’énergie des particules émises. Mais ce n’est pas tout : pour mesurer la radioactivité, on va s’intéresser avant tout au nombre de désintégrations par seconde.

Alors, certes, j’ai dit que le phénomène de désintégration était spontané et aléatoire, ce qui laisse penser qu’il n’y a pas de régularité. Mais… Mais si, en fait.

À l’échelle d’UN atome radioactif, disons de carbone 14, on sait qu’elle va avoir lieu, mais on ne sait pas prédire à quel moment. C’est à ce titre qu’elle est aléatoire : elle peut survenir à tout moment, mais l’atome peut aussi rester du carbone 14 pendant des dizaines de milliers d’années avant de se désintégrer. Bien entendu, moins l’atome est stable, moins on devrait attendre avant de voir une désintégration.

Seulement, voilà, on regarde assez rarement un seul atome. Le moindre milligramme de carbone 14 contient quarante milliards de milliards d’atomes radioactifs. À l’échelle d’un si grand échantillon, la désintégration se met à suivre certaines règles. Si l’on ne sait dire quels atomes dans le lot se désintègreront ) quel instant, on sait dire que le nombre totale d’atomes de carbone 14 va diminuer exponentiellement, comme ceci.

Après un certain temps, environ 5700 ans, on aura vu se désintégrer la moitié de notre milligramme de carbone 14. Encore 5700 ans plus tard, il ne restera plus qu’un quart de l’échantillon initial. Puis, après encore 5700 ans, plus que le huitième, etc.

Si l’on sait dire comment évolue notre échantillon de carbone 14 avec le temps, cela veut dire que l’on sait à quelle vitesse il se désintègre ou, autrement dit, combien de désintégration par secondes y ont lieu à chaque instant.

La désintégration par seconde, c’est l’unité de mesure de la « quantité » de radioactivité ; on appelle ça un Becquerel, noté « Bq », du nom du bonhomme ayant découvert le phénomène.

Ainsi, notre milligramme de carbone 14, il s’y produit 150 millions de désintégrations par seconde. On dira qu’il présente une activité de 150 MBq (mégabecquerels). Évidemment, au fur et à mesure que notre quantité de carbone 14 diminuera, sa radioactivité diminuera aussi : après 5700 ans, il ne s’y produira plus que 75 millions de désintégrations par seconde ; autrement dit, son activité aura diminué à 75 MBq. Cette durée est ce qu’on appelle la « période », ou « demi-vie » du carbone 14.

C’est par cette logique que l’on peut dater le carbone issu de tissus vivants : le taux de carbone 14 par rapport au carbone total, est fixe tant que l’organisme est vivant, puis, après la mort de l’organisme, il diminue selon cette logique. Donc si l’on regarde le taux de carbone 14 d’un tissu aujourd’hui, on peut remonter plusieurs millénaires jusqu’à la date de sa mort – aux imprécisions près.

Radioactivité appliquée au combustible nucléaire

On a parlé d’iode, de plutonium, de carbone, de tritium, mais l’idée de ce billet, c’est d’appliquer tout ça à l’énergie nucléaire ! Alors, allons(y.

Dans une tonne d’uranium enrichi, soit 955 kg d’uranium 238 et 45 kg d’uranium 235, il se produit quinze milliards de désintégrations d’atomes d’uranium par seconde (15 GBq). Cela représente une perte de 6 picogrammes d’uranium, toujours par seconde, autrement dit, 0,2 milligrammes par an. Avec environ 4 MeV par désintégration, on obtient une production d’énergie de… 10 mW. Oui, dix milliwatts, de chaleur, à partir d’une tonne d’uranium. Pour comparaison, la chaleur libérée par un corps humain au repos est dix mille fois supérieure.

Ce n’est donc pas ce phénomène que l’on peut espérer utiliser en réacteur.

Ce n’est pas la radioactivité de l’uranium qui le consomme (enfin, à raison de 0,2 milligrammes par an, sur une tonne…) ni qui produit la chaleur. C’est le second phénomène que nous devons discuter…

La fission nucléaire

Là, tout de suite, il n’est plus question de transformations subtiles du noyau, pas de proton qui se transforme en neutron, pas d’émissions de minuscules électrons… Et ce n’est pas non plus un phénomène spontané (sauf à la marge).

Conditions d’obtention

S’il existe énormément d’atomes radioactifs différents, bien plus que d’atomes non-radioactifs en fait, les atomes qui peuvent fissionner sont moins nombreux. Et dans la nature, ils sont très peu nombreux. En fait ils sont au nombre de… Un. L’uranium 235. Mais on sait également en synthétiser à assez grande échelle : le plutonium 239 et l’uranium 233 (respectivement produit par transmutation -on y reviendra- à partir de l’uranium 238 et du thorium 232, que l’on dit non pas « fissiles » mais « fertiles »).

Bien. Pour la fission, il nous faut donc un atome fissile. Généralement de l’uranium 235. Et, je le disais, elle n’est pas spontanée : elle est induite, il faut un déclencheur, et le déclencheur est généralement un neutron qui se balade librement et qui vient percuter le noyau fissile. C’est la collision entre le noyau fissile et le neutron qui provoque la fission.

Phénomène de fission

Et la fission, c’est quoi ? C’est très simple : c’est l’éclatement du noyau fissile en deux fragments, de natures chimiques variées, et de tailles/masses variables mais relativement proches.

©IN2P3

Et en plus de ces deux fragments que l’on appellera « produits de fission », la fission va libérer quelques neutrons solitaires qui vont à leur tour pouvoir provoquer de nouvelles fissions : c’est la réaction en chaîne. En moyenne, 2,2 neutrons par fission pour l’uranium 235.

©GSI

Et parfois, un troisième produit de fission est libéré, beaucoup plus petit que les deux autres, et toujours le même : du tritium.

La réaction en chaîne de fissions a deux qualités notables. La première, c’est que c’est un phénomène induit et non spontané ; et si on le provoque, cela veut dire qu’on peut espérer le contrôler, réguler la vitesse de la réaction en chaîne. Et la seconde qualité, c’est l’énergie libérée à chaque fois : 200 MeV ! Un noyau d’uranium 235 qui fissionne, c’est 43 fois plus d’énergie que s’il se désintégrait. Et dans un réacteur nucléaire, on va faire fissionner l’uranium beaucoup, beaucoup plus vite qu’il ne se désintègre.

Fission appliquée au combustible nucléaire

En moyenne, dans un réacteur nucléaire, au sein d’une tonne d’uranium (soit, pour rappel, 45 kg d’uranium 235 et 955 kg d’uranium 238), on va faire fissionner une douzaine de kilogrammes d’uranium 235 par an. Pour atteindre cette consommation, c’est un milliard de milliards de fissions par seconde qu’il faut entretenir ! Oui, les quinze milliards de désintégrations par seconde que l’on avait par simple radioactivité sont loin…

L’uranium 235 se consomme donc par fission à un rythme de 0,4 milligrammes par seconde pour une tonne d’uranium initial -que l’on comparera aux 0,2 milligrammes par an perdus du fait de la radioactivité- pour une puissance libérée de 30 MW (mégawatts). On saute donc neuf ordres de grandeur par rapport aux 10 mW (milliwatts) provenant de la radioactivité.

Récapitulatif : radioactivité | fission

Iconographie

À l’exception du portrait d’Henri Becquerel, toutes les images de ce billet proviennent du merveilleux site laradioactivite.com.

Et la transmutation, alors ?

Il existe une troisième forme de transformation, induite elle aussi, que peut subir la matière nucléaire.

Comme la fission, elle passe généralement par l’absorption d’un neutron… Mais sans induire de fission ensuite. Le neutron reste absorbé, soit parce que la fission n’est pas toujours garantie, même pour les noyaux fissiles, soit parce que le noyau qui l’a absorbé n’était pas fissile.

Et l’on change ainsi la nature nucléaire de l’atome : du cobalt 59 (le cobalt naturel, stable) on passe au cobalt 60 (radioactif), par exemple.

Il s’agit souvent d’une réaction parasite, dont on se dispenserait bien. L’exemple ci-dessus l’illustre bien. Certains aciers utilisés en construction ou en métallurgie, y compris nucléaire, comportent du cobalt, dont la seule forme stable existante dans la nature est le cobalt 59. Exposé à un flux de neutron, comme celui s’échappant du cœur d’un réacteur nucléaire, le cobalt 59 transmute en cobalt 60, radioactif et même assez fortement irradiant. C’est un des plus gros gêneurs dans le démantèlement nucléaire, et c’est lui, avec sa demi-vie de seulement 5 ans, qui incite à différer le démantèlement de quelques décennies (stratégie en vigueur dans de nombreux pays, dont la France jusqu’en 2006 où le démantèlement immédiat est devenu la stratégie de référence).

Mais la transmutation peut également être utilement mise à profit. On a levé ce voile précédemment en mentionnant les atomes « fertiles ». L’uranium 238 est 140 fois plus abondant, dans la nature, que l’uranium 235. Et le thorium 232 est encore 3 fois plus abondant. Mais ils ne sont pas fissiles… En revanche, en les exposant à un flux de neutrons, on peut « fertiliser » ces noyaux « fertiles » pour les transformer en plutonium 239 et uranium 233, l’un et l’autre fissiles. Et nous voilà à créer de la matière fissile !

La transmutation offre d’autres possibilités, comme la fabrication de radionucléides très spécifiques à usage médical.

Certains font également la promesse de mettre ce phénomène à profit pour réduire les quantités de déchets radioactifs à gérer. C’est un peu ce qu’on fait en transformant l’uranium 238 (un peu inutile) en plutonium (fissile), mais l’on pourrait également envisager de transformer certains produits de fission aux demi-vie trop longues en produits de fission à vie courte. Par exemple, l’iode 129 est un des produits de fission les plus dérangeants dans la gestion à long terme des déchets radioactifs ; d’une part en raison de sa demi-vie de seize millions d’années, et d’autre part en raison de sa grande mobilité dans l’eau et la roche : à ce titre, il fait l’objet d’une attention renforcée dans la conception du stockage géologique.

En revanche, en transmutant l’iode 129 en iode 130, ce dernier ayant une demi-vie de quelques heures, on règlerait rapidement le problème : il suffirait de le laisser reposer quelques jours pour se retrouver avec une bonbonne de xénon stable. Évidemment, la mise en œuvre est bien plus complexe que ça.

Et les rayonnements gamma, alors ?

Dans cet article, vous aurez entendu parler de rayonnements α et β… Mais les rayons γ (« gamma »), pourtant bien connus, seraient passés à la trappe ?

En fait, le rayonnement γ réside en une émissions de photon, les particules sans masse ni charge électrique lesquelles, selon leur fréquence (croissante ci-après), sont appelées onde radio, micro-ondes, infrarouges, lumière, ultraviolets, rayons X ou rayons γ.

De fait, si l’on n’émet qu’un photon, on n’a pas transformation de matière, juste une libération d’énergie pure. Or, dans cet article, nous avons décrit différentes transformations ayant lieu au niveau du noyau atomique : désintégration, fission, transmutation…

Mais sachez que souvent, ces réactions produisent des atomes surexcités, qui vont éliminer leur trop-plein d’énergie par émission d’un photo… γ, bien souvent.

Si l’on en revient au cobalt 60, il va généralement se désintégrer en nickel 60 excité en émettant un rayonnement β de faible énergie (0,3 MeV). Mais le noyau de nickel 60 va ensuite se désexciter en émettant successivement deux particules γ, de 1,2 et 1,3 MeV chacune. Ça sera toujours du nickel 60, car pas de transformation du noyau, mais pour les personnels affectés au démantèlement, ce seront ces photons γ, le problème, pas le rayonnement β.

La Pierre Jaune, Pt. V.

Retrouvez aux liens ci-après les première, deuxième, troisième et enfin quatrième partie de cette série. Nous continuons à commenter le script de cette vidéo :

Quand on parle de ce sujet, on nous accuse souvent de donner des idées aux terroristes.

Je ne pense pas que ce soit un reproche pertinent, en effet. Une des missions, sans doute la mission fondamentale, des acteurs de la protection contre les malveillances en tout genre, c’est de toute façon d’anticiper les idées que pourraient avoir des terroristes.

Mais en fait, les terroristes ne nous ont pas attendu pour avoir ces idées : la preuve, en 2011, quand les Américains sont allés tuer Oussama Ben Laden à Abbottabad au Pakistan, ils ont dans la foulée publié une série de documents qu’ils ont trouvé dans l’ordinateur du cerveau des attentats du 11 septembre. Dans ces documents, il avait deux rapports sur le nucléaire en France, dont l’un était signé justement par l’expert allemand qui a alerté sur la faille de l’usine nucléaire de la Hague.

Selon cet article, les documents en question, qui ont été retrouvés au domicile du célèbre terroriste, étaient le rapport Nuclear France Abroad de 2009 et de France on Radio­active Waste Management de 2008, deux documents de Mycle Schneider, le militant antinucléaire mentionné dans le précédent billet et de ses proches (WISE-Paris, etc.).

Ce sont des rapports publics, synthétisant des informations publiques, sans focus particulier sur la sécurité et la protection contre la malveillance. Il va de soi que si ces documents comportaient des informations compromettantes pour la sécurité nationale, Mycle Schneider et les siens seraient derrière les barreaux. Donc avoir retrouvés ces documents à Abbottabad indique que Ben Laden et ses équipes s’étaient intéressés au nucléaire français… Et c’est tout. Il n’est pas permis d’en déduire si une attaque était envisagée, ni laquelle.

Mais, effectivement, ils s’y étaient au moins intéressés, et donc on ne peut pas reprocher aux militants antinucléaires d’aborder le sujet. En revanche, on peut leur reprocher d’en dire n’importe quoi.

Ça peut paraître dingue que l’État français sache qu’un attentat de cette ampleur ou un accident seraient possible sur l’une de ces installations nucléaires et qu’il ne fasse rien.

Et c’est un bon exemple de n’importe quoi, justement. Ce qui fait plaisir, c’est que le journaliste-auteur ne fait pas comme s’il découvrait quelque chose de notoirement connu, il a conscience que ce qu’il raconte est connu, au moins des autorités.

Mais il considère que rien n’est fait en réponse à ce risque. Est-ce :

  • parce qu’il n’a pas cherché à savoir ce qui était fait, donc en a déduit que rien n’était fait ?
  • parce que les trois idées qu’il a eu ou qu’on lui a suggéré n’ont pas été retenues qu’il en a déduit qu’aucune autre idée n’avait pu être mise en œuvre ?
  • parce qu’il n’a pas trouvé ce qui était fait qu’il en a déduit que rien n’était fait ?

En fait, le problème du nucléaire c’est qu’il est né dans le secret, il s’est construit dans le secret… Le problème c’est que ce secret n’existe pas : on peut trouver toutes les informations qu’il nous faut, elles existent déjà sur Internet ou dans les journaux. L’État, lui, se drape dans cette croyance, qui est fausse, selon laquelle le secret le protège encore.

Là, on tombe dans un paradoxe typique… Des complotistes. Vous savez, ces gens persuadés de toutes leurs forces de grandes magouilles pour dissimuler la vérité au monde entier… Tout en étant convaincus qu’il « suffit de faire ses propres recherches » pour trouver la vérité ? Ceux qui pensent trouver sur Youtube des démonstrations qui échappent aux esprits les plus brillants de ce monde ?

Ici, nous sommes dans cette même configuration, mais inversée : parce qu’il trouve des informations sur internet, le journaliste-auteur considère que rien n’est secret. Sans envisager que les secrets sur lesquels repose vraiment la protection puissent être… secrets. Et donc hors de sa portée.

Pourtant, les élus ayant participé en 2018 à la Commission d’Enquête sur la sûreté et la sécurité des installations nucléaires l’ont bien constaté : ne parvenant à se faire habiliter Confidentiel ou Secret Défense, ils n’ont pu consulter certaines informations techniques sur la protection des installations nucléaires contre les malveillances… Et notamment des piscines d’entreposage de combustible vis-à-vis d’un projectile (avion, missile…).

Oui, l’industrie nucléaire a des origines militaires et donc est née dans le secret. Et si aujourd’hui les activités militaires et civiles sont bien séparées, si la transparence est devenue la norme en matière de sûreté… La protection contre les menaces de nature militaire (terrorisme, notamment) reste, elle, dans le secret. Et que ce journaliste ait échoué à accéder aux informations tenues secrètes devrait l’inciter à penser que le secret est bien protégé, et non pas que ces informations… N’existent pas.

Je pense qu’il n’y a qu’une catastrophe qui pourra nous faire prendre conscience du problème. Et je préfère qu’elle arrive d’abord en fiction pour tenter de nous faire prendre conscience de cet énorme talon d’Achille, plutôt qu’elle arrive en vrai. Même si, malheureusement, il faut souvent attendre les vraies catastrophes pour avoir des vraies prise de conscience.

A deux doigts de souhaiter une catastrophe pour pouvoir dire « Ha, j’avais raison ». Heureusement qu’il ne s’agit que d’un livre… Ça serait grave de le présenter comme un journaliste d’investigation.

La boucle est bouclée.

La Pierre Jaune, Pt. IV.

Retrouvez aux liens ci-après les première, deuxième et troisième partie de cette série. Nous continuons à commenter le script de cette vidéo :

En cas d’accident nucléaire sur l’usine de la Hague, certains spécialistes estiment qu’entre 25 et 40% de l’Europe pourraient ne plus être habitables. Il faut prendre ces chiffres avec des pincettes, mais disons que cette hypothèse nous montre à quel point on a une épée de Damoclès gigantesque au-dessus de la tête.

Cela va être vite vu… Qui sont les spécialistes en question, quel est le critère pour dire que le territoire est rendu inhabitable ?

Oui, prenons ces chiffres avec ces pincettes et faute de source et d’explication, jetons les prudemment dans la plus proche poubelle. Et donc écartons cette hypothèse et l’épée de Damoclès impliquée.

Dans mon livre j’imagine qu’un avion tombe sur la piscine D de l’usine nucléaire de la Hague parce que cette hypothèse a été au centre des débats. Finalement l’État français avait reconnu que, au bas mot, une telle catastrophe serait au moins équivalente à sept fois Tchernobyl.

Au centre des débats, mais de quels débats ? En matière de sûreté nucléaire, tout a été tôt ou tard au centre d’un débat donné.

En revanche, il est semble-t-il vain de trouver trace de « l’État français » qui viendrait cautionner cette affirmation. Dans ce vieil article du même auteur, auquel nous serons amenés à faire plusieurs références, il est seulement question du Ministre de l’Environnement en exercice à l’époque des attentats du 11 septembre, le Vert Yves Cochet, qui affirmait que « si un avion tombe sur les piscines de La Hague, avec les vents d’ouest qui ramènent toujours tout sur l’Ile-de-France, vous comme moi nous ne serons plus là pour en parler ». Ce sont des propos qui engagent Yves Cochet tout au plus, ce n’est pas une reconnaissance au niveau de l’État qu’un tel scénario serait « au moins équivalent à sept fois Tchernobyl ».

Et d’abord, qu’est-ce que c’est censé vouloir dire, « 7 fois Tchernobyl » ? Le Tchernobyl n’est une unité de mesure reconnue dans aucun système d’unités dont j’ai connaissance. Est-ce 7 fois plus de cancers ? 7 fois plus d’évacués ? 7 fois plus de km² contaminés ? 7 fois plus de km² de territoire à évacuer ? 7 fois plus de réacteurs concernés ?

Je vous renvoie à la première partie de cette série d’articles, dans laquelle j’affirmais que, selon moi et au vu des méthodes marketing de la maison d’édition, « 7 fois Tchernobyl » n’est pas un argument, ni même une idée : seulement une punchline, un slogan pour vendre. Je maintiens ici cette affirmation…

Mais tentons donc de comprendre cette affirmation. Avec quelques mots clés adaptés, je pense que l’origine de cette affirmation remonte aux lendemains des attentats de 2001. Dans cette archive du Monde, on nous explique un calcul de WISE-Paris (Mycle Schneider, encore) selon lequel il y aurait un kilogramme ce Césium 137 par assemblage combustible, chiffre que je ne suis pas en mesure de réfuter ni vérifier mais qui ne me choque pas. Multiplié par la quantité de combustible alors entreposée à l’usine, et l’on arrive à 7,58 tonnes, soit 287 fois la quantité relâchée par l’accident de Tchernobyl. Si une des piscine remplie à la moitié de sa capacité était touchée par un avion, en supposant que 100% du césium 137 est relâché, on aboutit à un relargage de 1761 kg de césium, soit 66,7 fois Tchernobyl. Le mythe est né !

Sauf que dans le cas de Tchernobyl, un réacteur qui a littéralement explosé, 30 à 40% du césium contenu dans le cœur a été libéré. Il va de soi qu’en cas de chute d’un avion sur la Hague, le scénario serait bien moins dispersif, et donc qu’on ne peut décemment pas retenir cette hypothèse de 100% du césium relâché. Toujours dans l’article des Inrocks, du même auteur, précédemment cité, l’on explique que lorsque ce nombre de 66,7 a été publiée, la présidente d’AREVA, Anne Lauvergeon, était montée au créneau. Et que l’IRSN aurait produit une note selon laquelle seul 10% du césium serait, en toute vraisemblance, relâché. Et voilà notre facteur 6.7. Invérifiable, ceci dit…

Mais.

Est-il seulement pertinent ? Est-il d’une part pertinent de prendre la quantité de césium 137 comme indicateur, et d’autre part pertinent d’en faire un « fois Tchernobyl » ? Disons le franchement, cela revient à résumer Tchernobyl en quantité de césium. Pas en nombre de cancers, pas en nombre d’évacués, pas en km² contaminés ou évacués… Pas même en quantité de radioactivité, ni en potentiel de danger ! Le césium 137 est loin d’être le seul radionucléide relâché à Tchernobyl. Et s’il est le plus nocif à moyen et long terme – il contamine durablement et sur une très large distance l’environnement – il n’est même pas le plus délétère pour la santé humaine. La majorité des pathologies que l’on doit à Tchernobyl, on les doit à l’iode 131 – on en reparle plus loin.

Mais réalisez : la punchline au cœur de la campagne marketing, c’est basé sur une note confidentielle qui conteste un calcul de coin de table d’une association antinucléaire, qui est peu pertinent car considère un seul aspect, et à laquelle on fait dire ce qu’elle ne dit pas en transformant « x fois la quantité de césium relâchée à Tchernobyl » en « x fois Tchernobyl ». C’est pratique, chacun entendra ce qu’il aura le plus envie d’entendre.

Par contre, niveau éthique, sérieux… Ça se pose là.

Je me suis dit que la fiction allait nous permettre d’expérimenter la survie en territoire contaminé.

OUI.

C’est en effet à cela que peut servir une fiction. À se projet dans un scénario, réaliste, ou seulement crédible, ou totalement fantasmé. Il est même tout à fait possible d’écrire une fiction que l’on veut réaliste en y introduisant quelques éléments complètement surnaturels. Je ne serais pas surpris qu’existe, par exemple, des œuvres de science-fiction dans lesquelles on admet un élément complètement irréaliste (l’humanité se dote d’un moyen de propulsion dans l’espace qui s’affranchit du besoin d’énergie et de la limite de la vitesse de la lumière) et qui, en dehors de cet écart, se veut totalement réaliste.

Hélas, ce n’est pas dans cette démarche là qu’est l’édition Goutte d’Or. Il n’est pas question d’admettre quelque chose d’irréel et de dérouler une histoire ensuite, il est question de le justifier par tous les moyens possibles, quitte à réinventer non pas son récit, mais… La réalité.

Il y a notamment un spécialiste en radiations qui m’a beaucoup aidé.

Il semblerait de ses diverses interventions dans les médias que le « spécialiste en radiations » soit Mycle Schneider, un militant antinucléaire allemand (que l’on oubliera soigneusement de présenter comme militant). Dont je n’ai pas connaissance d’une spécialisation en radioprotection ; j’accuse ici, un peu gratuitement je l’admets, un argument d’autorité malhonnête. Sa fiche Wikipédia en anglais mentionne une participation à un groupe d’expert sur la non-prolifération, qui est un sujet bien différent.

S’il fallait partir de chez soi en catastrophe, il faudrait se protéger avec des casques de moto des moufles, n’avoir aucune partie du corps en contact avec l’extérieur, ou se calfeutrer.

C’est une possibilité. Dans un scénario d’accident avec des rejets importants de radioactivité sous forme d’aérosols (des petites particules solides ou liquides mais assez légères pour être emportés dans les gaz, dans le vent…), et de retombées de cette radioactivité, se protéger est une idée. Et en cas de déclenchement du Plan Particulier d’Intervention, deux familles de scénarios, pour les populations, sont à considérer.

Dans le plus souple, en cas notamment de rejets dont on sait qu’ils seront limités dans le temps, il s’agit de se calfeutrer, se confiner. Couper la ventilation de la maison, essayer d’isoler les aérations, et attendre. Le confinement va éviter que l’air ambiant de votre abri (maison, lieu de travail, établissement recevant du public…) ne se charge trop en radioactivité au passage du panache, et donc éviter que vous soyez trop contaminé, en surface ou en interne.

Dans un cas plus rude, une évacuation peut s’imposer. Et en pareil cas, oui, il me semble pertinent de se couvrir le plus possible. Ainsi, la contamination sera retenue par vos vêtements qu’il suffira de jeter une fois à l’abri (puis procéder à une décontamination complémentaire au besoin), ce qui est plus simple que de changer de peau si celle-ci se voit contaminée, vous en conviendrez. Rappelons toutefois que des vêtements sont une protection imparfaite : ils ne sont pas étanches, et ne protègent pas les voies respiratoires.

Néanmoins, j’admets volontiers que ces deux phrases sont pertinentes.

On ne pourrait plus boire l’eau du robinet, on ne pourrait plus boire l’eau qui tombe du ciel, on ne pourrait plus manger tous les aliments qui ont été en contact avec l’air…

Là encore, tout dépend des scénarios. Selon la nature et la quantité des rejets, des retombées, des infrastructures d’acheminement de l’eau…

Disons que dans un scénario extrême générique, sans se poser vraiment la question du « comment », l’affirmation se défend.

Et surtout, il faudrait savoir comment se décontaminer. Le premier réflexe c’est de se raser les cheveux, se raser les sourcils, se raser tous les poils du corps et prendre une longue douche. 

Je ne suis pas sûr que ce soit le « premier réflexe » à avoir, le fait de se confiner ou d’évacuer comme discuté précédemment arrivant beaucoup plus haut dans mon classement personnel.

Cependant, oui, en cas de contamination superficielle, les poils et cheveux peuvent retenir certains radioéléments, et une décontamination rapide et efficace peut demander de s’en défaire et de prendre une bonne douche.

Ensuite, il y a la contamination interne. C’est beaucoup plus compliqué car il y a beaucoup d’éléments radioactifs qui peuvent avoir été relâchés. Le Césium 137, lui, pour s’en débarrasser, il faudrait trouver du bleu de Prusse, ça se trouve en pharmacie, mais évidemment en cas de catastrophe il y aurait des pénuries. Vous l’ingérez, il va capturer le Césium dans votre corps et quand vous irez au toilette, vous l’évacuerez naturellement.

Je ne connais pas cette histoire de Bleu de Prusse, mais ça ne me choque pas, donc j’admets sans vérifier. En revanche, toute exposition au Césium 137 ne justifie pas nécessairement une telle mesure.

Le Césium 137 est un élément qui se désintègre spontanément en Baryum 137 en émettant un rayonnement β- de 500 keV d’énergie. Pour les différents types de rayonnements, je vous renvoie vers ce précédent billet. Quant à ce nombre de 500 keV, vous n’avez pas nécessairement besoin de le comprendre ; comprenez juste qu’il décrit l’intensité de la radiation émise. Ce Baryum 137 se stabilise ensuite en émettant quasiment instantanément un rayonnement γ de 700 keV d’énergie.

À titre de comparaison, le potassium 40, un élément radioactif naturellement présent dans l’organisme de nombreux êtres vivants (si ce n’est tous ? L’humain en fait en tout cas partie) se désintègre en émettant soit un rayonnement β- de 1300 keV, soit un rayonnement γ de 1500 keV. Et des désintégrations de potassium 40, cet isotope bien plus irradiant que le césium 137 donc, dans un corps humain adulte, il s’en produit 6000 à 8000 par seconde.

Vous comprendrez sans mal que si ce potassium 40 est inoffensif, il faut atteindre une certaine quantité de césium 137 pour commencer à présenter un danger, et donc dans notre scénario d’accident fictif, l’éliminer à l’aide de Bleu de Prusse n’est pas nécessairement un impératif ou une urgence sanitaire.

Pour ceux d’entre vous qui connaissent quelque peu les effets sanitaires des radiations, sachez que par ingestion de césium 137, le seuil de 100 mSv est atteint pour une incorporation de 0.91 GBq, 1.0 GBq et 0.77 GBq pour le nouveau-né, l’enfant de 5 ans et l’adulte, respectivement. Et par inhalation, respectivement 0.091 GBq, 0.14 GBq et 0.26 GBq.

Pour les autres, notez que des effets sanitaires sont à craindre uniquement en cas d’absorption d’une quantité assez conséquente de césium, et pas pour toute exposition au césium. Et que donc il n’y a pas besoin de bleu de prusse pour 25% de l’Europe (ni, vraisemblablement, 25% de la France).

Si vous êtes dans une zone qui devient contaminée, il faut prendre préventivement de l’Iode pour saturer sa thyroïde en Iode sain, ce qui va empêcher l’Iode radioactif qui va venir de s’y loger, car s’il s’y loge, après le risque de cancer est extrêmement élevé.

Aïe, aïe, aïe. Très grossière erreur… Ce qu’il affirme ici est vrai autour des centrales. J’explique tout ce que j’estime important à savoir sur la prise d’iode ici :

Mais il est nécessaire d’apporter une précision. La prise d’iode stable vise à protéger la thyroïde de l’iode 131 qui est produit dans un réacteur nucléaire lors de la fission (c’est un produit de fission) et qui est très volatil. Cependant, cet iode 131 a une demi-vie de 8 jours, c’est à dire que lorsqu’un réacteur s’arrête, la quantité d’iode 131 présente dans le combustible est réduite à 50% de sa valeur initiale après 8 jours, à 25% après 16 jours, à 12.5% après 24 jours, à 6.25% après un mois… À 0.1% après 10 fois la demi-vie, soit 80 jours.

Et le transport du combustible entre un réacteur nucléaire et la Hague il intervient au minimum après six mois, et en pratique après un an, voire deux. Six mois, c’est 23 fois la demi-vie de l’iode 131 : il reste 0.000012% de l’iode 131 après un tel délai.

Et à l’usine de la Hague, la très large majorité du combustible présent en piscine ne vient pas juste d’arriver mais est entreposé depuis des années. Un combustible qui refroidit, qui se « désactive » depuis 5 ans, c’est 2228 fois moins d’iode 131 qu’initialement : il y a probablement une teneur moins grande en iode 131 dans le combustible moyen à l’usine de la Hague que de substance active dans une préparation homéopathique.

À noter qu’il existe un autre isotope radioactif de l’iode dans le combustible usé, l’iode 129. Celui-ci a une demi-vie qui se compte en millions d’années, donc sa quantité n’a quasiment pas varié entre le moment où le combustible est sorti du cœur du réacteur et le moment où il est mis dans une piscine de l’usine de la Hague. Cependant, lorsque le réacteur est mis à l’arrêt, il y a environ cent millions de fois moins d’iode 129 que d’iode 131.

Une prise d’iode en cas d’accident à l’usine de la Hague n’est donc à priori pas justifiée, les rejets d’iode radioactif étant peu significatifs. D’ailleurs, dans le cadre des distributions préventives d’iode au voisinage des installations nucléaires, seules sont concernées les centrales EDF en production et quelques réacteurs de recherche, et pas l’usine de la Hague.

La grande problématique des cachets d’iode, c’est qu’ils ne durent que 24 heures. Des spécialistes essaient de trouver un Iode et des pastilles qui dureraient une semaine, mais pour l’instant on ne les a pas.

Je n’ai jamais entendu parler d’une efficacité limitée à 24h. Ayant une boîte de comprimés d’iode dans ma pharmacie, je lis la notice et je lis ceci ; « Le traitement consiste en une prise unique. Il ne doit être renouvelé que dans des cas exceptionnels, uniquement sur instruction des autorités compétentes. » Pas de contre-indication explicite donc, mais mon avis est qu’en cas de risque durable nécessitant de renouveler la prise d’iode, les scénarios de gestion de crise prévoient surtout une évacuation des populations menacées, qui ne sont donc pas supposées avoir besoin d’une deuxième prise, sauf cas particuliers.

Mais en effet, la distribution d’iode n’est pas pensée en faisant l’hypothèse que des réfractaires voudront demeurer sur place, comme c’est le cas dans ce roman, et qui auraient besoin d’iode stable comme traitement préventif de fond. Et je ne serais pas surpris par ailleurs qu’une prise régulière d’iode, même stable, soit délétère à court terme pour la thyroïde, rendant préférable la nocivité à long terme des radiations.

Quoi qu’il en soit, la question ne se pose même pas dans le cas qui nous intéresse ici, celui d’un accident nucléaire frappant l’usine de la Hague.

Plus qu’une dernière courte partie, et l’on sera venus à bout de cette vidéo.

La Pierre Jaune, Pt. III.

La première partie de cet article est à ce lien. La deuxième est à ce lien.
Ce qui suit est le script, commenté, de la vidéo de Konbini mentionnée dans le précédent billet et rappelée ci-dessous.

Il y a d’autres points faibles à l’usine nucléaire de la Hague. Il y a aussi les produits de fission, qui sont tous les déchets dont on sépare les combustibles des anciens cœurs de centrales. Ces produits sont extrêmement explosifs, tellement explosifs qu’on est obligé de les refroidir en permanence dans des cuves géantes. S’il y a des coupures d’électricité, ce qui est déjà arrivé, et que les générateurs de secours tombent en panne, ce qui est déjà arrivé, ça pourrait conduire à explosion et à des rejets massifs.

Dans le procédé de retraitement du combustible nucléaire mis en œuvre à l’usine de la Hague, le combustible est dans un premier temps cisaillé, puis dissout. Les solutions de dissolutions font l’objet d’un traitement chimique complexe pour en extraire les matières valorisables que sont l’uranium et le plutonium. À l’issue de ces étapes, les solutions ne sont plus qu’un concentré de substances radioactives non valorisables : les produits de fission. Les solutions feront l’objet d’ultimes traitements, et d’étapes de concentrations avant d’être vitrifiées pour produire les déchets à vie longue.

Ces solutions de produits de fission étant extrêmement radioactives, elles nécessitent de prendre en considération différents risques. Deux risques nous intéressent ici, il s’agit du risque de radiolyse, et du risque d’échauffement.

La radiolyse est la dissociation, sous l’effet des radiations, des molécules du solvant. Ce sont en particulier les atomes d’hydrogène qui ont tendance à se faire ainsi arracher aux atomes d’oxygène (dans l’eau) ou d’azote (dans l’acide nitrique). Atomes d’hydrogènes qui vont éventuellement se recombiner entre eux pour former du dihydrogène, un gaz qui, s’il s’accumule, induit un risque d’explosion. Ce ne sont pas les produits de fission à proprement parler qui sont donc explosifs, mais ils induisent un risque d’explosion par le dihydrogène qu’ils émettent par radiolyse. Pour maîtriser ce risque, la solution est plutôt rustique : injecter de l’air dans les équipements contenant des produits de fission. L’hydrogène va se diluer dans l’air, être drainé par la ventilation, et donc ne jamais s’accumuler jusqu’à des concentrations permettant son inflammation ou son explosion. Naturellement, des dispositions complémentaires viennent assurer la fiabilité de l’approvisionnement en air (redondances…), de la ventilation (tirage naturel…) et permettre de remédier à une perte d’approvisionnement en air de dilution. Mais il n’est pas sujet ici de reproduire une démonstration de sûreté, simplement d’expliciter le risque lié à l’hydrogène de radiolyse et indiquer qu’il est connu et pris en compte.

L’échauffement, quant à lui, est lié à la chaleur produite par les radiations. Les équipements contenant des produits de fission doivent être refroidis pour maintenir leur température à un niveau stable, avant tout pour éviter que les solutions n’entrent en ébullition. Car un tel phénomène conduirait au passage de nombreux produits de fission à l’état gazeux (ou aérosols) qui seraient alors emportés par la ventilation des équipements, conduisant à des rejets radioactifs excessifs dans l’environnement. Dans un scénario plus extrême, si l’ébullition produit davantage de gaz que la ventilation ne peut en extraire, les équipements peuvent être amenés à monter en pression, jusqu’à, éventuellement, leur rupture. Enfin, dans certains cas, une élévation de température peut conduire à des réactions chimiques indésirables. Comme l’air de dilution de l’hydrogène, le refroidissement fait l’objet de mesures de fiabilisation, de surveillance, et de remédiation en cas de défaillance.

Ce que vous aurez probablement constaté, c’est que je distingue d’une part l’explosivité liée à l’hydrogène, d’autre part la question du refroidissement. Parce que, de mes recherches, ne ressort aucune étape du procédé, concernant les produits de fission, dans lequel on refroidirait pour éviter une explosion. Selon moi, l’affirmation « Ces produits sont extrêmement explosifs, tellement explosifs qu’on est obligé de les refroidir en permanence dans des cuves géantes » ne repose sur rien.

Un twittos habile a suggéré une explication me semblant vraisemblable. Il avait souvenir d’articles de presse datés de 2017, qu’un autre twittos a retrouvés, sur un incident déclaré à l’usine de la Hague : une élévation de température dans une cuve de produits de fission à cause d’un problème de brassage. On est assez loin du scénario décrit dans l’interview dont nous parlons, mais on n’a pas plus proche. Sinon, encore un autre twittos a suggéré que le journaliste-auteur a pu simplement mélanger « ébullition » et « explosion », mais c’est une hypothèse peu charitable.

Cependant, l’avis d’incident sur le site de l’ASN, mentionne un risque de précipitation chimique (formation d’agglomérats de matière solide) en fond de cuve en cas de perte du brassage. La conséquence éventuelle serait alors que, localement, au niveau de ce précipité, la température pourrait augmenter jusqu’à perforer le fond de la cuve et provoquer sa vidange. Cependant, ce scénario était lointain, la température étant restée à 24 °C, loin du seuil d’alerte de 50 °C, et encore plus loin de températures dangereuses pour le métal de la cuve. Et, quand bien même, le risque aurait été celui d’un déversement de produits de fission dans le local où est implantée la cuve, pas d’explosion.

Enfin, signalons que la cuve dont il est question contenait des produits de fission issus du retraitement de combustibles anciens, ceux des réacteurs graphite-gaz (UNGG) dont le dernier a été arrêté en 1994. La vitrification des dernières solutions de produits de fission de combustibles UNGG s’est achevée en fin 2020.

Non, il me semble vraiment difficile d’exclure l’hypothèse que Geoffrey Le Guilcher affabule totalement, concernant cette histoire de produits de fission.

Et ça ne s’améliore pas dans la quatrième partie…

La Pierre Jaune, Pt. II.

La première partie de cet article est à ce lien. Ce qui suit est le script, commenté, de la vidéo de Konbini mentionnée dans le précédent billet et rappelée ci-dessous.

La plupart de mes sources sont en lien hypertexte au fil du texte. Petite parenthèse sur une autre source :

Pour les sujets relevant de la sûreté nucléaire concernant spécifiquement le site de la Hague, je me suis appuyé sur des documents mis à disposition du public lors d’enquêtes publiques concernant des modifications réglementaires des installations. Par nature de ces documents, les informations qu’ils contiennent sont publiques. Cependant, entre deux enquêtes publiques, les documents ne sont pas laissés à disposition du public. Il me semblait les avoir trouvés, fut un temps, sur le site de l’ASN, mais pas moyen de retrouver sur quelle page. Je les avais enregistrés en local, mais donc ne m’autoriserai pas à les diffuser. Ce sont donc des sources que, j’en ai conscience, vous ne pourrez pas vérifier, mais si un point ou un autre vous semble nettement contestable, faites moi signe, et nous chercherons éventuellement une source publique à l’appui de mes affirmations. Enfin, je me suis notablement appuyé sur mes connaissances de cours et expériences professionnelles quant à la sûreté nucléaire donc en ces cas… Pas de source externe, mais même chose : si besoin, on peut creuser. Bonne lecture !

En cas d’attentat sur l’usine nucléaire de la Hague, l’État français a admis que les conséquences pourraient être, au bas mot, au moins 7 fois pires que Tchernobyl. On ne pourrait plus boire l’eau du robinet, on ne pourrait plus boire l’eau qui tombe du ciel… Le premier réflexe c’est de se raser les cheveux, se raser les sourcils et tous les poils du corps. 

Ces affirmations reviennent à deux reprises dans la vidéo. Nous en discuterons à la deuxième occurrence, lorsqu’elles seront davantage contextualisées, expliquées, justifiées.

L’usine nucléaire de la Hague stocke une quantité de combustibles irradiés absolument phénoménale et on y trouve de tout : de l’uranium, du plutonium, des produits de fission…

Un vocabulaire rigoureux voudrait que l’on dise « entrepose » et non pas « stocke », mais c’est un détail, ici. Pour rappel, la nuance, inscrite dans la réglementation française, réside dans la durée : l’entreposage est temporaire, le stockage est définitif. L’usine de la Hague n’abrite aucune installation de stockage ; en revanche, attenant à l’usine, l’ANDRA (Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs) assure la surveillance d’un site de stockage de déchets de faible et moyenne activité à vie courte. Mais pour revenir à l’usine Orano, y sont effectivement entreposés uranium, plutonium et produits de fission. Ce sont là les trois principales familles de constituants du combustible usé, et le procédé de cette usine consiste justement à les séparer pour récupérer d’une part les matières valorisées (plutonium) ou valorisables (uranium) et, d’autre part, les déchets. Ces trois constituants sont donc nécessairement présentes en quantités variables dans l’usine, soient entremêlées au sein du combustible en attente de retraitement, soit séparées à l’issue du procédé de retraitement. Et à différentes étapes intermédiaires en cours de traitement.

Bref, jusque là, c’est bon.

La grande faille de cette usine nucléaire, ce sont ses quatre piscines. Dans chacune de ces piscines, il y a des anciens cœurs de réacteurs de centrales nucléaires qui sont en train de refroidir et on estime qu’il y a 2000 tonnes dans chaque piscine de combustible irradié.

En effet, avant retraitement, le combustible usé (c’est à dire, qui épuisé son potentiel énergétique en réacteur) est entreposé dans les piscines de l’usine. Entre 3 et 5 ans en général (auxquels on ajoute préalablement 1 à 2 ans dans les piscines des centrales nucléaires), et bien davantage pour le combustible MOX usé qu’aujourd’hui, on ne retraite pas (et donc qu’on entrepose en attendant de décider de le retraiter ou non).

Il y a effectivement quatre piscines d’entreposage de combustible dans le périmètre de l’usine de la Hague, nommées NPH, Piscine C, Piscine D et Piscine E. Avec près de 10 000 tonnes de combustible entreposées en fin 2016 (9 778 au 31 décembre), l’on serait à une moyenne de 2500 tonnes par piscine. Cette petite mise à jour du nombre est sans implication.

Un simple toit de tôle comme celui d’un hangar pour fruits et légumes les protège. Si un avion tombe sur l’une de ces piscines, le vrai danger c’est qu’il n’y ait plus d’eau autour des combustibles. Un incendie gigantesque pourrait se déclencher et à ce moment-là les éléments radioactifs qui pourraient être relâchés dans l’atmosphère seraient colossaux.

Dans un tel hangar, la tôle a pour but de protéger des intempéries avant tout : pluie, vent, et détritus (d’origine végétale, insecte, animale…). En revanche, il est vrai que des tôles n’assurent pas de fonction structurelle, ou de manière très limitée. Cette fonction est donc reprise par le treillis de poutre soutenant les tôles, la structure de la piscine. Treillis qui est clairement visible dans la vidéo.

Un ancien employé de la Hague préconisait de construire une cathédrale de béton. Il faut étudier ces solutions, essayer de remédier à ce point faible.

En effet, l’on comprendra sans mal que même ce réseau de poutres n’assure qu’une protection limitée contre les agressions, et qu’une tornade ou qu’un projectile massif pourrait en venir à bout. Et face à ce risque, la « bunkerisation », l’enfermement des piscines sous une épaisse coque en béton armé, est une réponse possible. C’est d’ailleurs l’une des réponses qui a été retenue pour une future nouvelle piscine, actuellement à l’étude par EDF.

Effectivement, étudier les vulnérabilités, les risques et leurs conséquences, et chercher à y remédier est une nécessité, et une démarche continue, notamment dans le cadre des rééxamens périodiques de sûreté. En revanche, que la solution de bunkeriser à posteriori n’ait pas été retenue n’implique pas que le risque n’est pas maîtrisé.

Encore faudrait-il caractériser le risque, car vis-à-vis de la chute d’un projectile, un matelas d’eau de quatre mètres d’épaisseur a des propriétés de freinage absolument considérables. Notons également que si les parois aériennes et le toit de la piscine sont en poutres et tôles, les parois du bassin sont autrement plus épaisses et complexes, car naturellement, l’éventualité d’une brèche, peu importe qu’elle soit inopinée ou provoquée par une agression humaine ou naturelle, a toujours été dans les esprits.

Ainsi, il appartient à l’IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire) et à l’ASN (Autorité de sûreté nucléaire) de challenger Orano sur la tenue des piscines à un accident d’origine interne ou externe ; et il appartient au HFDS (Haut fonctionnaire de défense et de sécurité) et au SGDSN (Secrétariat général de la défense et de la sécurité nationale) de challenger l’industriel sur sa prise en compte des risques de malveillance. Et de prendre ou faire prendre des mesures si nécessaire, ce qui ne semble pas s’imposer à l’heure actuelle, en témoigne l’extrait ci-dessous du Rapport fait au nom de de la Commission d’Enquête sur la sûreté et la sécurité des installations nucléaires (2018).

« L’ensemble de ces mesures semble rendre les installations nucléaires françaises robustes face au risque terroriste :

  • une bonne anticipation. Comme l’indique M. Pascal Bolot, directeur de la protection et de la sécurité de l’État, la directive nationale de sécurité pour le secteur nucléaire traite de l’ensemble des menaces aujourd’hui concevables : « la menace externe liée à des tirs extérieurs, courbes ou directs, vers des centrales nucléaires ; les intrusions malveillantes, qu’elles soient le fait d’ONG ou d’autres organisations (…) ; les menaces internes enfin (…), les menaces cyber« . Cette analyse de la menace est actualisée deux fois par an.
  • des moyens humains significatifs. Aux 1 000 gendarmes des PSPG, s’ajoutent « le personnel de sécurité d’EDF, plus le personnel sous-traitant de sécurité d’EDF, soit des sociétés privées de sécurité, plus des personnes recrutées pour assurer le filtrage à l’entrée et le personnel de sécurité spécialisé d’Orano et du CEA. Cela représente un investissement collectif qui est loin d’être négligeable. » Environ 4 000 personnes se consacreraient à la protection des centrales nucléaires. Toujours selon M. Pascal Bolot, « en comparaison avec d’autres pays, nous sommes, en proportion du nombre de centrales nucléaires, dans le haut du spectre« .
  • des exercices réguliers. Comme l’indique Mme. Régine Engström, « nous menons également une politique d’exercices de sécurité de grande envergure (…). Nous émettons ensuite des recommandations adressées aux opérateurs et dont nous assurons le suivi. Les exercices peuvent servir à orienter la stratégie de réponse à la gestion de crise, orienter les contrôle en inspection, pointer les sujets qui nécessitent des réflexions approfondies ».

Mme. Régine Engström insiste « sur le fait que l’AIEA avait jugé, dès 2011, que le dispositif de de sécurité nucléaire français était solide. Une nouvelle mission de cet organisme, sollicitée par le Président de la République, s’est déroulée du 12 au 28 mars 2018, conduite par neuf experts internationaux désignés par l’Agence. Elle vient de confirmer que le dispositif de sécurité nucléaire français était ‘bien établi et robuste’ « . Enfin, selon M. Nicolas Hulot, ministre d’État, ministre de la transition écologique et solidaire, « si l’on en croit les missions internationales qui viennent évaluer de temps en temps nos propres dispositifs, il faut objectivement reconnaître que nous sommes plutôt bien dotés, mais cela ne signifie pas, dans ce domaine comme dans beaucoup d’autres, que le risque est totalement maîtrisé« . »

Vous l’aurez lu ici. Selon Barbara Pompili (auteure du rapport dont il est question ici) et Nicolas Hulot, deux ministres de l’écologie, tour à tour, et anti-nucléaires notoires, la sécurité des installations nucléaires françaises n’est pas un sujet d’alerte, simplement de veille et d’amélioration continue.

Et, pour conclure sur cette partie, vous aurez noté que, si Geoffrey Le Guilcher a raison d’affirmer que « Il faut étudier ces solutions, essayer de remédier à ce point faible », l’organisation de la sûreté et de la sécurité nucléaires en France ne l’ont pas attendu pour y penser.

On se retrouve dans une troisième partie pour la suite de l’interview…

Déchets #7 Il y a plus de déchets radioactifs en France que ce que dit l’inventaire officiel, selon l’Autorité de sûreté nucléaire

Tout un dossier sur les nouveautés sur l’uranium appauvri, cette matière nucléaire que l’ASN demande à reclasser en déchets.

Pourquoi ?

Quelles implications ?

Est-ce que Greenpeace France avait début depuis le raison ?

https://lenergeek.com/2020/10/16/trois-cent-mille-tonnes-de-dechets-radioactifs-dissimules-par-lindustrie-tribune/

Un grand merci à L’Energeek pour avoir publié ce que je leur ai proposé ! !

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.