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.

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.

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.

Le stockage en forages

Retrouvez tous les articles consacrés aux alternatives au stockage géologique ici.

Il s’agit du stockage… En forages. Dans des puits, verticaux, creusés depuis la surface. Assez profond pour les isoler de la surface, du point de vue géologique, sociétal, environnemental, etc.
Là, logiquement, nombre d’entre vous se demandent la différence avec le stockage géologique. Voire se disent que je les embobine, en mode « la seule alternative au stockage géologique, c’est lui-même ! »

Non, ce sont quand même des choses différentes.
Il y a deux différences principales.

La première, c’est que toutes les opérations sont réalisées depuis la surface. Il n’y a pas de réseau de galeries souterraines à construire. Et donc, potentiellement, un coût bien moindre, et des risques modestes durant la phase de chantier et d’exploitation. Des tunnels, du travail souterrain… Ce n’est hélas pas anodin :/

La seconde différence concerne la profondeur. Par forage, il est possible d’atteindre des profondeurs formidables, de plusieurs kilomètres, là où les sites de stockage conventionnels visent en général 500 m.

Cela permet de reposer sur la distance à la place de (voire en plus de) reposer sur les propriétés confinantes de la roche hôte. Donc on parle d’une alternative potentiellement plus sûre pendant l’exploitation ainsi qu’à et à long terme !

Celle-ci se décline en trois procédés, selon les déchets.

Le premier est le plus simple : forer et empiler des déchets solides dans le forage, puis refermer par-dessus.

Le deuxième s’applique aux déchets liquides (on n’en a pas en France), qu’on injecterait directement dans la roche.

Enfin, le 3è est un cas particulier du premier pour les déchets fortement exothermiques, où la chaleur est mise à contribution.

Reprenons les dans l’ordre, à commencer par l’empilement en forage.

Historiquement, la méthode a été étudiée puis abandonnée au profit des galeries ou anciennes mines pour des questions de difficultés techniques (diamètre et profondeur). Aujourd’hui, le problème serait moindre, et les études sont re-devenues d’actualité. Dont une, aux USA, qui vise à réaliser un forage de 5000 m de profondeur, y empiler 400 conteneurs de déchets, et reboucher les 2000 m supérieurs.
Une règle de base du nucléaire demeure de vigueur, c’est le concept de multi-barrières. Le déchet serait dans son conteneur (1), son surconteneur (2), le forage serait remblayé (3), tubé (4), et la roche hôte constituerait une dernière (5) barrière.
À plus petite échelle, le concept est surtout intéressant dans des pays qui ont de petits quantités de déchets, par exemple les sources radioactives de petite taille parfois utilisées en recherche. Des forages de quelques décimètres de diamètre tout au plus.
L’AIEA a notamment proposé un guide pour ce concept qui intéresse de nombreux pays, dont (selon l’IRSN) le Ghana, la Malaisie, Chypre, la Moldavie ou le Brésil qui ont retenu ce concept comme solution de référence.
Pour certains déchets seulement, la solution a aussi été retenue par les EAU, et est étudiée par l’Australie, Cuba et la Jordanie. La Suède surveille le sujet, et la Belgique l’envisage toujours.
Mais les plus chauds, ce sont les États-Unis.
Un rapport de 2013 présente le forage comme une véritable alternative, plus rapide à mettre en oeuvre que le stockage géologique. D’autant plus que ce dernier a un passif houleux aux USA, avec déjà un gros projet abandonné (Yucca Mountain).
Un forage d’essai de presque 5000 m y a été initié en 2016, sur le site nucléaire de Hanford, pour des sources scellées et quelques déchets de haute activité. L’opposition publique a fait capoter le projet, et tous ceux envisagés par la suite.
Le Department of Energy a annoncé l’abandon de son projet de forages d’essais en 2017, et malgré l’avancement des études, le stockage en forage n’est depuis plus retenu par le DoE comme solution de référence.

Partons à présent sur notre deuxième concept, le stockage en forage de déchets liquides (direct ou après incorporation dans un coulis type ciment).
Là, il faut déjà des roches favorables : poreuses, perméables, mais capables, d’une manière ou d’une autre, de limiter au mieux la migration des radionucléides, verticalement et horizontalement.
Pour tout vous dire, on est sur quelque chose d’un peu plus avancé qu’un concept papier, là… Aux USA, ce sont déjà 7500 m3 de mortier de ciment dopé aux effluents radioactifs qui ont été injectés à 300 m de fond entre 1959 et 1960.
La roche était composée de schistes, traités au préalable à la fracturation hydraulique pour en augmenter la perméabilité et la porosité. Fracturation hydraulique et déchets radioactifs, le combo tout à fait vendeur aujourd’hui ^^.
En Russie, trois sites ont déjà servi à cela. Le premier dans des formation de calcaire et grès, à 1400 m de fond, et les deux autres dans des grès à moins de 400 m. On parle de… Dizaines de millions de mètres cubes d’effluents liquides de moyenne et haute activité qui ont déjà été injectés de la sorte, depuis 1962. Je m’en remets pas, depuis que j’ai découvert ça x)
La pratique a été revue par l’AIEA en 2013 qui en a tiré quelques principes de base. Toujours cette histoire de multi-barrières, évidemment : il faut prévoir des barrières ouvragées en plus de la barrière naturelle de la roche hôte.
Vous vous en doutez, ça complique singulièrement la pratique… Et la sûreté de la méthode est très loin de faire consensus. C’est probablement ce qui a conduit, au Royaume-Uni et en France, à l’exigence suivante : les déchets sont conditionnés sous forme solide exclusivement pour leur gestion à long terme.

Et c’est l’occasion pour moi d’un rappel : les déchets nucléaires ne sont pas des fûts de liquides qui ne demandent qu’à s’échapper.
En France, ce sont des solides (polymères, métaux…) compactés, ou du verre pour la haute activité, mais exclusivement des solides. On ne peut pas vraiment avoir de fuites des déchets. Ce qu’on craint, c’est que les radionucléides soient drainés par des eaux souterraines (ou des infiltrations, pour les sites de surface) qui, elles, peuvent se disperser dans l’environnement.

Après cet aparté, finissons avec notre stockage d’effluents liquides : il a bien été mis en oeuvre en France, pour des effluents non radioactifs, nitratés, d’usines d’engrais.
Et il est reconnu que la recherche sur ces méthodes a contribué au perfectionnement de la fracturation hydraulique aujourd’hui mise en oeuvre par les pétroliers et gaziers. Voilà qui devrait plaire à ceux qui aiment dénigrer le nucléaire :p.

Notre dernier procédé fait écho à quelque chose que l’on avait évoqué concernant le stockage dans les glaces polaires. Pour rappel, il était spécifique aux déchets exothermiques.
Du coup, vous l’aurez deviné, il s’agit de mettre à profit la chaleur qu’ils émettent pour fondre la roche, comme on parlait de fondre la glace, et la laisser se solidifier derrière pour sceller le stockage.

Bon, il faut des roches particulières là-encore, qui diffusent peu la chaleur et fondent à des températures assez modestes. Par exemple, autour de 900 °C pour du granite, contre 1200 °C pour des basaltes.
Si la roche fond à trop haute température, on peut se retrouver à avoir les déchets qui eux-mêmes fondent… Mais ça peut faire partie du concept, après tout ? Y’a en effet deux idées en tête :

  • Soit on se débrouille pour garder les déchets intègres et on laisse juste la roche se vitrifier autour d’eux sous l’effet de la chaleur, et là on a une super barrière de confinement.
  • Soit on laisse les déchets fondre dans la roche, se diluer dedans, et du coup se disperser dans un plus grand volume que leur volume initial jusqu’à l’équilibre entre densité de chaleur et capacité d’évacuation de la roche. Quand cet équilibre est atteint, tout se solidifie et se stabilise, dans une matrice relativement homogène et naturelle.

Une fois encore, les USA sont à la pointe et ont décliné l’idée en différents procédés. Le plus couillu : « Deep Underground Melt Process ». Quelque part entre 2 et 4 km de fond, on creuse une cavité à coup d’explosifs, éventuellement nucléaires.
Comme ça on a déjà une gangue de verre sur place, dans laquelle on peut venir ajouter nos déchets, et paf… C’est un peu flou ensuite. Bon, je ne suis pas fan ^^ »

« Deep Self Burial », on l’a déjà décrit a demi-mots : on fore 2 km, on pose les déchets au fond, et ils font fondre la roche autour d’eux pour s’enfoncer de plus en plus profond, façon « syndrome chinois ».

« Deep Rock Disposal », c’est un hybride, pour des déchets exothermiques MAIS liquides. On les injecte dans la roche, ils la font fondre et s’y incorporent.

« Solidified Waste in Situ Melting », il est un peu plus subtil : on part d’une cavité naturelle ou issue de Deep Underground Melt Process, on y mélange des déchets et des gravats. Le tout fond du fait de la chaleur, mais l’absorption de la chaleur – et de la dilatation – par les gravats permet d’éviter d’endommager la roche hôte, qu’on garde la plus intègre possible.

Plus aucun de ces concepts n’est sérieusement à l’étude aujourd’hui,si ce n’est un dérivé du Deep Self Burial, pour de petits volumes de déchets (des sources radioactives, donc, pas des déchets de l’industrie électronucléaire).

Synthétisons : le stockage des effluents liquides, ça n’a rien de très emballant car on maîtriserait très mal la dispersion. Pour les déchets exothermiques, on a quelque chose d’un peu mieux mais bourrinement irréversible et de moyennement contrôlable, au final. Probablement viable, mais dans notre société du risque zéro, les incertitudes apparaitraient probablement intolérables.

En revanche, le stockage en forage de déchets faiblement exothermiques (donc de moyenne activité ou de haute activité un peu dilués), ça m’a carrément l’air envisageable, je ne sais pas ce que vous en pensez ?

En tout cas, ces solutions là, même si pas forcément préférables au stockage géologique, j’y vois une bonne réponse aux collapsologues. Vous savez, ceux qui disent que le nucléaire est une catastrophe parce que la société va s’effondrer dans N décennies… et donc que l’on ne saura pas gérer les déchets nucléaires qui ont besoin de technologies sophistiquées et de temps longs ? Et bien on a là une réponse relativement low tech et rapide à mettre en oeuvre à offrir 😉

Et, chers amis, ici s’achève ce panorama sur les alternatives au stockage géologique. Mais l’on aura d’autres occasions de parler déchets, sans aucun doute !

Le stockage dans les glaces polaires & l’envoi dans l’espace

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On va mettre à profit leur production de chaleur pour les piéger dans les glaces polaires de l’Antarctique ou du Groenland. C’est plutôt simple : on les dépose à la surface, ou à faible profondeur, et on les laisse fondre la glace autour d’eux, s’enfoncer et refermer la porte derrière (l’eau qui re-gèle). Avec, en option, la possibilité de les suspendre à un câble qui repose à la surface, pour permettre leur récupérabilité pendant quelques décennies/siècles, et éventuellement avoir des capteurs pour suivre l’évolution de la situation.

Bon, là où les plans ont très vite foiré, c’est lorsque les investigations sur le terrain ont révélé des poches salées dans les glaces, donc un gros risque de corrosion accélérée. Ça, et des soucis de stabilités des socles rocheux.
Et on garde, comme pour l’immersion, des problèmes de transports sur des distances immenses et de viol de chépacombien d’accord internationaux (Traité de 1959 sur l’Antarctique, notamment).

Fin de l’histoire, l’idée était séduisante, mais inapplicable politiquement/éthiquement, et du point de vue technique, c’était pas aussi simple qu’espéré – même si, en affinant les recherches, on aurait peut-être pu s’en tirer.

Du coup, on enchaîne direct et on s’envoie en l’air : l’espace. En guise d’introduction, prenez donc une minute pour visionner cette vidéo :

Je crois que c’est un des accidents de lanceurs spatiaux les plus spectaculaires depuis Challenger. Une fusée russe Proton, une des plus puissantes fusées aujourd’hui en service, dont le décollage est un peu turbulent.

C’était en 2013, mais des accidents, il y en a eu d’autres. Des explosions au décollage comme cette Antarès en 2014…

Décollage à 3:50

Ou des accidents à haute altitude, par exemple à la séparation du premier étage ou à l’allumage du deuxième. Comme sur une Soyouz habitée, en fin d’année dernière, où l’équipage eût à s’éjecter.

Ou, pas plus tard que cet été, une fusée européenne Vega qui, après 14 tirs réussis à la suite depuis son premier vol, a eu un problème encore inconnu à l’allumage du deuxième étage et a fini en trajectoire balistique pour retomber, avec sa charge.

Bref, « space is hard », et envoyer les déchets dans l’espace nous garantit qu’une proportion importante retomberont sur Terre sans avoir atteint l’orbite. Ça sera peut-être 0,1%, voire moins, ça reste malgré tout énorme et difficilement acceptable.

On pourra me rétorquer qu’on peut envisager un blindage autour des déchets pour garantir leur intégrité en cas de retombée, quelle que soit la vitesse, l’altitude, le point d’arrivée (eau ou sol), et même en cas d’explosion du lanceur ou d’attaque par ses ergols.

Mouais. Ça se fait pour les RTG des sondes spatiales, mais on parle pas des mêmes volumes et masses, là. En plus, entre prévoir un accident au décollage ou prévoir l’atteinte d’une très haute vitesse (pour des orbites très hautes) et une rentrée atmosphérique à cette très haute vitesse, je pense qu’on peut vite monter à du blindage très, très lourd.

Donc là, en admettant qu’on arrive à répondre aux problématiques de sûreté (c’pas dit…), il reste celle du coût, parce que du tonnage en orbite, ça coûte cher.

Rappel des masses en jeu : la France produit 50 tonnes de produits de fission par an, qu’on coule dans 1900 tonnes de verre. Et je ne vous parle pas des déchets de moyenne activité qui représentent bien plus en masse.

Supposons qu’on ne vitrifie pas, qu’on se contente donc de ces 50 tonnes. Pour le transport routier/ferré, on a des emballages de 100 tonnes pour 10 tonnes de matières transportées. Supposons qu’on n’aie que à doubler ce ratio pour du spatial.

Alors on aurait 1000 tonnes par an à envoyer en orbite. Les ambitions de SpaceX, qui offrent les lanceurs les moins chers du marché, semblent être de proposer des tirs à moins de 5000 $/kg en orbite géostationnaire. On serait alors sur un budget à 5 milliards de dollars par an pour la France, à supposer qu’il soit techniquement possible de tenir une cadence de lancement pareille. Juste pour l’orbite géostationnaire : on ne parle pas ici de Lune ni de soleil, infiniment plus coûteux à atteindre.

Ajoutez au budget un appareil capable d’aller récupérer des déchets mis sur la mauvaise orbite et les ré-orbiter ou les désorbiter pour les renvoyer une deuxième fois (une dépanneuse spatiale à déchets radioactifs, c’est kerbalesque ^^).

Et puis préparez les négociations avec les astronomes, astrophysiciens, qui pourraient voir d’un mauvais œil ces sources de rayonnements gamma étalés en orbite terrestre ^^ ».

Juste pour la culture, sachez qu’il a été aussi envisagé d’expédier les déchets hors de l’orbite terrestre ou hors du système solaire grâce à un canon électrostatique monté sur navette spatiale qu’on enverrait en orbite basse. À fond dans la SF.
Puis survinrent Challenger et Colombia à vingt ans d’intervalle, et la boucle fut bouclée : Space is hard, à un niveau vraiment, largement incompatible avec l’envoi de milliers de tonnes de déchets hautement radioactifs.

L’espace contre le stockage géologique, c’est un ou deux ordres de grandeur au-dessus en termes de coût, et autant en-dessous en termes de sûreté.

Prochain et dernier article, le stockage en forages.

L’immersion et l’enfouissement dans les sédiments

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Puis on aurait un phénomène de dilution (qu’on pense très lent), dans des environnements sans attrait économique ni biologique particulier. En plus, les courants faibles et les températures basses auraient contribué à ralentir la corrosion. (Dans ce cas là, on s’intéresse aux plaines abyssales, pas aux fosses potentiellement plus agitées, chaudes…).

Ça serait plus acceptable que juste immerger, parce qu’on aurait de la rétention à long terme combinée à de la dilution dans un second temps… et pas uniquement de la dilution.

L’option simple est de déposer les déchets dans les fonds, éventuellement avec des sur-conteneurs pour retarder la corrosion, et laisser les sédiments les recouvrir peu à peu. Un confinement naturel se formant au fur et à mesure que le confinement « man-made » faiblissait.
Une voie plus complexe mais évidemment plus sûre est d’enfoncer directement les déchets dans des sédiments non consolidés, voire dans des sédiments consolidés. Et pour ça, deux procédés : perforer, ou forer.

Dans le premier cas, on met les déchets dans on conteneur en forme d’ogive, le tout très lourd, qu’on laisse couler ou éventuellement que l’on propulse – typiquement, 30 m/s.
Il y a eu des expériences (sans radioactivité) tendant à confirmer que le conteneur s’enfonçait de 30 m et les sédiments refermaient assez vite le passage.

Dans le second cas, on fore les fonds marins, par exemple un trou de 800 m de fond (par rapport au plancher océanique, hein !) et on dépose les déchets dans ces forages, en gardant une bonne épaisseur au-dessus, typiquement 300 m avant le fond de l’eau.
On peut même prétendre à forer au-delà des sédiments, et aller jusqu’au socle rocheux, généralement basaltique. On empile donc un grand nombre de barrières de protection : l’emballage des déchets en eux-mêmes, l’éventuel suremballage du forage, la couche rocheuse (optionnelle), et la couche sédimentaire.
Et puis en dernière barrière on retrouve la dilution dans l’océan, mais de déchets qui auraient déjà pas mal décru et qui se seraient libérés progressivement.

N’oublions toutefois pas que les déchets sont fortement radioactifs et, pour certains, fortement exothermiques (= ils chauffent). Ça, par contre, c’est un impact potentiel sur la fiabilité du stockage.
Je dis ça parce que je me rends compte que tel que j’ai présentée le stockage sédimentaire, c’est assez séduisant, en fait. Pas mal d’atouts. Donc rappeler que tout pourrait ne pas être aussi simple que sur le papier, ça ne me semble pas de trop ^^

Mais en pratique, on a quelque chose de technologiquement assez simple et à priori efficace, qui limite on ne peut mieux le phénomène NIMBY, et qui est assez peu exigeant en termes de localisation, un choix permettant de limiter l’impact sur la biodiversité. Pas d’infrastructures ultra complexes à construire qui engage à réaliser un travail soutenu pendant plusieurs générations, peu de risques professionnels…
J’avoue que cette solution me parle ^^ ».

Bon, tous les problèmes évoqués précédemment, relatifs à l’immersion en général, demeurent. Transport, éthique, droit de la mer… Je rappelle que la France s’est engagée à gérer ses déchets sur son territoire exclusivement. Et, réciproquement, à ne pas stocker sur son territoire des déchets étrangers, hors monégasques, mais je m’égare.
Concernant le droit de la mer, je le redis, tout ce que j’évoque serait impossible en l’état actuel des accords internationaux.

De manière générale, concernant l’immersion des déchets, les considérations éthiques et politiques l’emportent à ce jour sur les considérations techniques. Je ne sais pas si c’est une bonne ou mauvaise chose… Mais ça va nous obliger à continuer notre panorama à la recherche d’autres alternatives =) !

Prochain article, le stockage aux pôles ou dans l’espace !

L’immersion en zone de subduction

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Des immersions de déchets radioactifs, 14 pays en ont fait, entre 1946 et 1982. La Russie a poussé jusqu’en 1993. Il s’agissait essentiellement de déchets de faible et moyenne activité. Il y a environ 42,2 PBq qui ont été immergés dans l’Atlantique Nord-Est, 38,3 PBq dans l’Arctique, et 4,5 PBq dans le Pacifique.

Petit rappel : le Becquerel, noté Bq, est l’unité de mesure de la radioactivité. Quand on dit d’une matière radioactive qu’elle émet 10 Bq, c’est qu’il s’y produit 10 désintégrations par seconde. Il s’agit d’une petite unité : le corps humain, naturellement, émet déjà autour de 8000 Bq. Donc dans la pratique, on utilise les multiples comme le kilobecquerel (kBq). Ici, on parlera de très fortes radioactivités, en pétabecquerels : millions de millards de désintégrations par seconde.

Pour vous donner un repère de comparaison, un colis de déchets vitrifiés produit à la Hague, en France, lors de sa coulée, c’est 16 PBq.

Donc l’ensemble des dizaines de milliers de tonnes immergées par ces 14 pays représentent, en termes d’activité, 5-6 colis de verre (on en produit 800 par an). Vous comprenez qu’ils ont pas non plus immergé tout et n’importe quoi. Et qu’on ne peut pas TOUT immerger n’importe comment.

Le rôle de la France dans tout cela est relativement marginal : elle a participé à deux campagnes d’immersions. Mai-Août 1967, 11 000 tonnes de déchets ont été immergés par l’Allemagne, la Belgique, la France, le Royaume-Uni et les Pays-Bas. Activité totale : 0,3 PBq, dont 0,2 par la France à elle seule.

Deuxième campagne, juillet-août 1969, l’Allemagne en moins mais la Suède et la Suisse en plus, avons immergé 9000 tonnes de déchets, pour 0,9 PBq dont 0,1 par la France. Puis, en France, on s’est arrêtés là, avec l’ouverture du Centre de Stockage de la Manche.

Ce sont juste les dunes herbeuses au centre. L’usine derrière c’est l’usine de retraitement, pas du stockage de déchets.

La logique derrière ces immersions n’était pas absurde : emmener les déchets loin des personnes pour éviter qu’ils nuisent à court terme et décroissent un peu. Puis, à moyen-long terme, laisser l’océan diluer la radioactivité pour éviter d’avoir des concentrations importantes et donc nocives.

Bon, sauf, évidemment, localement. Là où les déchets sont déposés, la concentration en radioactivité va être élevée, mais c’était, je suppose, admis comme un moindre mal. Et d’un point de vue purement physique, ça se défendait assez bien !

Ce sont des questions d’éthiques, de protection des fonds marins, et de droit international qui ont eu raison de cette pratique. Je dis pas qu’il aurait fallu continuer, mais je pense qu’il n’y a pas à déplorer cette ancienne pratique. C’était normal dans le référentiel de l’époque, ça ne l’est plus dans le référentiel d’aujourd’hui, parce que les standards évoluent. Il n’y a pas non plus d’impact sanitaire à craindre, ou d’impact environnemental particulièrement sévère à attendre.

Concernant le droit de la mer, c’est le transport des déchets qui a été le plus bloquant. Le risque d’accident durant le transport et de dispersion incontrôlée a été jugée rédhibitoire par rapport aux conventions internationales.

Il y a aussi la notion de « patrimoine commun de l’humanité » pour la haute mer, ou encore les inégalités d’accès à la mer d’un pays à un autre. Bref : sauf cas particuliers convenus sous l’égide des Nations Unies, les déchets radioactifs en mer, c’était plus possible.

Malgré tout, il y a eu des brillantes idées, des recherches qui ont été poussées assez loin, qui méritent d’être évoquées. Je dis pas qu’il faudrait les remettre sur le devant de la scène, je vous les présente juste.

Je vous ai dit que l’immersion pratiquée au XXè siècle visait à disperser de manière relativement contrôlée les radioéléments pour qu’ils se diluent progressivement. Aujourd’hui, les déchets, on cherche plutôt à les gérer par confinement… Mais la mer peut offrir aussi cette fonction ! Deux procédés ont été envisagés : enfouir dans les sédiments, ou sous la croûte terrestre.

On garde le premier pour la prochaine fois, on parle du second aujourd’hui ;-).

Les fosses océaniques se forment là où une croûte océanique passe sous une plaque continentale et s’enfonce progressivement dans le manteau terrestre. L’idée serait de déposer les déchets là, et les laisser porter dans le manteau terrestre par ce mouvement. Façon tapis roulant.
À priori, c’est séduisant : dans le manteau, sous la croûte terrestre, les déchets commencent à être à bonne distance de la biosphère, ça va être dur d’imaginer qu’ils remontent des kilomètres de roche ou d’océan pour revenir nous empoisonner.

En plus, les sédiments qui s’accumulant par-dessus viendraient un peu jour le rôle de clapet anti-retour. Sceller par derrière les chemins possibles pour les radionucléides qui finiraient immuablement dans le manteau. Ce qui a brisé le rêve, c’est « l’extrême lenteur du phénomène de subduction et la vitesse encore plus lente des processus de sédimentation ». Deux cas ont été identifiés, tous les deux assez déplaisants :

  • Subduction lente : on observe dans ce cas un phénomène d’arasement lors de la plongée d’une plaque sur l’autre. Dans ce cas, les déchets ne viendraient pas s’enfoncer dans le manteau mais s’accumuler au lieu de la subduction. Échec du plan.
  • Subduction rapide : bon, déjà, c’est relatif, « rapide » : dans le meilleur des cas, on parle de 10 cm/an, 10 000 ans pour parcourir 600-700 m horizontalement et 350-400 m verticalement. Ça risque de bouger plus vite par corrosion et dilution que par subduction, au final >.<
    Pis en plu, dans les zone de subduction rapide, on a une activité sismique importante, et des mouvements de magma pas négligeables au risque d’une remontée en surface, éventuellement sous la forme de volcanisme explosif. Youpi. Ce serait vraiment pas de bol, hein, mais… On serait mal s’il fallait évaluer ce risque, AMHA. Et du coup, c’est pas super super emballant, comme idée.

Si je résume les inconvénients tel que l’a fait le Canada en 2005 avant de bannir cette solution :

  • éloignement des sites potentiels et donc grande distance à faire parcourir aux déchets,
  • galère innomable pour la surveillance et la réversibilité, même à court terme,
  • incertitude sur le devenir des déchets (en particulier cette histoire de volcanisme),
  • probable incompatibilité de l’option avec le droit international, si mise en oeuvre depuis la mer, ça on en a parlé.

(Par contre, si on le fait depuis la terre ferme, au moyen par exemple d’un tunnel sous-marin, là, c’est légal ^.^)

C’est tout pour les immersions passées, et pour la possibilité de stocker dans les zones de subduction.

Prochain article, le confinement dans les sédiments marins !

La séparation-transmutation, y compris grâce aux lasers

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Et donc un noyau qui va chercher à se stabiliser en éjecteur quelques protons et neutrons, ou en transformant un neutron en proton (ou, plus rarement, l’inverse). Et ce phénomène s’accompagne d’une émission de rayonnements, vous connaissez la chanson.

La séparation-transmutation consisterait à isoler des déchets les radioéléments aux demi-vies les plus longues pour leur faire bouffer des neutrons. Dans l’espoir de les faire fissionner pour les plus lourds (plutonium, américium…), et de simplement les stabiliser pour les plus légers, non fissiles.
On le fait déjà un peu, avec le plutonium : le retraitement pratiqué en France consiste à séparer des déchets le plutonium pour le recycler en réacteur.

Dans un réacteur à eau pressurisée, une partie de ce plutonium fissionne, et on réduit de 25% environ la quantité de plutonium qu’on balade, de la sorte.
Dans la mesure où l’on parle d’un élément très radiotoxique et à demi-vie très longue, ne pas en avoir – ou en avoir moins – dans les déchets, c’est un atout dans leur gestion à long terme.

Un des gros soucis, c’est qu’avant de faire bouffer du neutron à un radioélément, il faut le séparer des autres. On veut transformer des éléments à vie longue en éléments à vie courte, ou carrément en éléments stables. Pas faire l’inverse !

On ne peut donc pas arroser de neutrons toute la soupe de déchets, ça serait nettement contre-productif.
Et séparer les éléments… On le fait déjà pour le plutonium, encore une fois, mais aller plus loin, c’est un procédé chimique et nucléaire lourd, donc risqué et coûteux. La balance bénéfice/risque est à regarder de près ! Si l’on fait ça, on constate que « les gains espérérés pour le stockage géologique consistent en une réduction de l’inventaire et de la nocivité des déchets et en une baisse de leur puissance thermique ».

Voilà… Dans le meilleur des cas, on espère avoir des gains sur le stockage, pas s’en dispenser. Donc pas une alternative au stockage géologique.

Bon, on va quand même prendre un moment pour parler de ce qu’on peut espérer séparer du reste.

Côté éléments lourds, d’abord (ou « actinides »).
Le plutonium on sait déjà faire, et le neptunium, on pourrait assez facilement avec le procédé actuel.
Par contre, l’américium et le curium, c’est impossible. Il faudrait développer et mettre en oeuvre un procédé nouveau en aval du précédent. C’est à priori faisable (des procédés ont été développés en laboratoire), mais c’est une nouvelle étape de retraitement.

Côté éléments légers, les produits de fission, ils sont beaucoup trop variés pour espérer faire une séparation de chacun d’entre eux. Par contre, on peut cibler certains, particulièrement déplaisants.
C’est le cas du technétium (Tc), de l’iode (I), et du césium (Cs). Ils présentent chacun des isotopes avec des demi-vies assez longues, assez radiotoxiques, et en plus assez mobiles dans la roche (ils migrent facilement hors du stockage une fois relâchés).
Ils sont donc d’importants contributeurs à l’impact radiologique éventuel, à long terme, du stockage géologique. Bonne nouvelle, le procédé actuel pourrait extraire le Tc et l’I. Et des procédés existent en labo pour extraire le Cs.

Hélas, dans le cas de ce dernier, on a un gros souci : une extraction chimique nous conduit à extraire le césium 135, notre cible, ET le césium 133, présent dans les déchets mais stable.
Si on irradie l’un, on irradie l’autre. Et on peut se retrouver à stabiliser un élément radioactif, et rendre radioactif un élément stable… La boulette.
Il faudrait pouvoir donc séparer les deux isotopes l’un de l’autre, et là, qu’on se le dise… C’est foireux.

Pour l’iode, on a un souci moindre mais pas négligeable quand même : si on commençait à le séparer pour l’introduire dans des réacteurs pour l’irradier et le transmuter, on devrait gérer son côté très corrosif, problématique pour le combustible et donc, au final, pour la sûreté du réacteur dans lequel on l’enfourne. Un inconvénient de plus, mais qu’on peut continuer à étudier.

Côté Tc, notre gros souci réside dans le « rendement de transmutation » : si on en fourre dans le réacteur, on va en transmuter, mais on va aussi en produire. Et on n’en détruit pas beaucoup plus qu’on en produit… Donc il faudrait continuellement recycler le Tc.
Et ainsi, pour réduire d’un facteur 10 l’inventaire en Tc à stocker, ce sont plusieurs siècles de réacteurs qu’il faudrait faire tourner de la sorte.

C’est une problématique assez typique de la transmutation. Si on se mettait à compter dessus pour réduire les déchets, il faudrait, pour pas mal d’éléments, faire de très nombreux passages en réacteurs, donc partir sur de très longues durées d’exploitation du nucléaire.

Compter là-dessus engage donc peut-être un peu trop fortement les générations futures. En plus ça nous obligerait à faire du nucléaire… Au nom de la gestion des déchets nucléaires. Ce serait presque tautologique ?

Vous l’avez compris, la transmutation a des avantages mais aussi des limites et, dans tous les cas, ce n’est pas une solution de gestion des déchets à part entière. Plutôt un complément éventuel à une autre solution.

Je n’ai pas d’avis très tranché, personnellement, sur la question… Forcément, tout technonucléocrate astroturfeur que je suis, je ne peux qu’être séduit par l’idée de voir l’industrie innover, développer de nouveaux procédés, et réduire les arguments sur les déchets ^_^. Mais je ne suis pas du tout convaincu, compte tenu de la complexité des procédés de séparation-transmutation, et des risques induits, comparé aux infimes risques des déchets en l’état actuel, par la balance bénéfice/risque. À voir.

Ce dont je n’ai pas trop parlé, encore, c’est, après séparation, comment on transmute ? Je l’ai évoqué, on peut fourrer les matières en réacteur pour les irradier dans le flux énorme de neutrons qu’on a dans un réacteur nucléaire en fonctionnement. Okay. Typiquement, il faut des neutrons rapides, pour pouvoir fissionner tous les actinides. Nos réacteurs à neutrons lents (ou thermiques) sont pas terrib’ à ce niveau, les neutrons passent au travers, ou sont absorbés sans induire de fission. Et dans ce cas là, on risque de créer plus d’actinides qu’on en consomme.
Faut des neutrons rapides. Donc des réacteurs type Phénix/Superphénix/BN-600/BN-800, réacteurs refroidis au métal liquide (sodium mais pourquoi pas aussi plomb) ou éventuellement au gaz à haute température.

Ou alors des modèles plus exotiques, type sels fondus, ou encore des réacteurs sous-critique, et on va dire un mot ou deux de ces derniers.

Ce sont des réacteurs qui ne peuvent pas assurer une réaction en chaîne.
Dans un réacteur sous critique, pour entretenir les réactions nucléaires, il faut une source extérieure de neutrons. Classiquement, dans les réacteurs pilotés par accélérateurs (ADS) comme l’actuel projet belge MYRRHA, c’est un accélérateur de particules qui vient bombarder une cible (type plaque de plomb) avec des protons de haute énergie, et ça arrache des neutrons. Voilà notre source de neutrons d’appoint pour notre réacteur sous-critique à neutrons rapides pour la transmutation.
Voilà à quoi pourrait ressembler le réacteur belge MYRRHA, du @SCKCEN :

Et c’est dans ces réacteurs sous-critiques qu’interviennent les lasers de notre prix Nobel Gérard Mourou. Ils constitueraient, en induisant des fusions nucléaires, une autre façon de produire les neutrons pour un réacteur sous-critique.
Je ne vais pas pouvoir vous indiquer les avantages et les inconvénients par rapport à l’accélérateur de particules, admettons que c’est équivalent, voire mieux : il ne s’agit dans tous les cas que d’une alternative aux ADS, qui sont eux-mêmes une alternatives aux réacteurs à neutrons rapides, qui ne sont qu’une façon de transmuter certains éléments après les avoir séparés.

Mais tout ce que j’ai dit sur les difficultés de la séparation, et sur le fait que la transmutation n’était pas une solution à part entière, demeure vrai. Désolé de casser le délire : Mourou n’est pas parti pour changer le paradigme sur les déchets nucléaires.
La séparation-transmutation était un moyen de gestion bien identifié depuis longtemps, et il ne propose qu’une nouvelle voie technologique pour une des étapes du procédé, hélas probablement celle qui posait le moins de difficultés.

Pour en savoir plus sur les détails de la transmutation en réacteur sous-critique et l’apport des lasers dans ce domaine, je vous renvoie encore une fois vers @Astrochnis 😉

Concluons… La séparation-transmutation n’est pas une alternative au stockage géologique, ça a été acté dans les années 2010 après avoir été envisagé dans les années 90. Et cette conclusion n’est pas remise en cause à ce jour.

Un poil décevant, pas vrai ? Hélas, ce qui a des airs de science-fiction a certaines chances de réellement en être.

Prochain article, le stockage sous-marin !