Les déchets nucléaires, dossier,

quel avenir ?

 

Le Monde.fr publie un article le 24 juin 2009 : que faire des 250.000 tonnes de nos déchets nucléaires ? Vaste question que l’on se pose depuis bien longtemps et qui n’a pas de solution satisfaisante pour beaucoup d’entre nous, mais connaissons nous bien le problème ?

 

Introduction.

On sait qu’il y a deux politiques qui s’affrontent, l’une pro-nucléaire pour l’acceptation de l’énergie nucléaire avec ses risques potentiels et l’autre anti-nucléaire refusant le développement de cette énergie pour les mêmes risques, mais sans proposer de réponse pour d’autres formes d’énergie de potentialité aussi importante.

 

Certes, des énergies alternatives nous n’en manquons pas que ce soit celle de l’eau que nous utilisons déjà, celle du vent captée et transformée par les éoliennes et celle du soleil captée et transformée en chaleur ou directement convertie en électricité, la géothermie utilisant la chaleur contenue dans le sol comme appoint dans le chauffage domestique. Mais ces énergies alternatives dont il convient d’en favoriser le développement, et que l’on pourrait qualifier de propres et énergiquement indéniables, et qui en elles comportent toutes de inconvénients bruits réchauffement de l’atmosphère etc…, on peut tout trouver, mais eu égard à celles dérivées du pétrole du gaz et du charbon, n’apparaissent pas suffisantes pour le besoin de notre économie qui consomme de plus en plus d’électricité.

 

Quand l’on sait que la chaleur dégagée par la radioactivité de l’uranium par exemple produit environ 16000 fois plus d’énergie que celle du charbon. Un choix politique devenait donc indispensable eu égard à une politique énergétique devant faire face à une demande toujours accrue pour notre économie, mais aussi à l’épuisement futur des énergies dérivées du pétrole et du gaz qui sont pour le moment les plus utilisées, et les plus polluantes.

 

Fallait-il ne rien faire ?

 

C’est dans les années 1950 que les premiers programmes de construction des centrales nucléaires de puissance sont lancés en Union Soviétique, aux États-Unis, en Grande Bretagne et en France. Afin de fixer les idées quelques capacités calorifiques sont données dans le tableau suivant :

Le rendement énergétique de l’uranium est effectivement très intéressant, 1 gramme de matière fissile permet de produire 24 GWh, soit l’équivalent de 2 tonnes de pétrole.

Une centrale nucléaire de 1000 MWe consomme l’équivalent de 3.1 millions de tonnes de charbon chaque année mais seulement 24 tonnes d’uranium (dioxyde d’uranium-238 enrichi à environ 4% d’uranium-235). Cette quantité nécessite le traitement d’un peu plus de 200 tonnes d’uranium naturel extraits d’environ 25 à 100000 tonnes de minerais d’uranium.

 

Seulement, si l’énergie nucléaire apporte des rendements énergétiques 10.000 fois supérieurs au pétrole brut par exemple, elle n’est pas sans problème de par les déchets qu’elle produit dont l’action sur l’humain est obscure, sournoise, secrète, elle est dangereuse car si on sait la domestiquer pour en faire de l’électricité, on ne sait pas comment faire dans le cas d’un accident important genre Tchernobyl, mais aussi on ne sait pas traiter la radioactivité de tous les déchets pour la rendre inopérante sachant que celle du plutonium, par exemple, a une durée de vie de 24.000 ans, ce qui correspond à la toxicité des radionucléides qu’il contient.

 

24.000 ans comment serons nous à cette époque si nous existons encore ?

 

Alors on dit que l’on laisse pour les générations futures un danger dont on ne connait pas son importance, c’est vrai et pas vrai à la fois, dans la mesure ou nous avons l’obligation permanente de surveiller ces déchets entreposés, c’est à dire de maîtriser leur évolution au cours du temps, c’est un peu ce que je vais développer dans ces dossiers.

 

Pour bien comprendre ce problème, que je n’ai la prétention de vouloir tout expliquer, mais seulement d’éclairer le sujet et pour cela je me suis documenté en consultant le livre de Stéphane Gin directeur du laboratoire d’études et du comportement à long terme des matériaux de conditionnement au C.E.A. sur «Les déchets nucléaires, quel avenir», et en faisant des recherches sur la toile sur les sites du C.E.A, de Futura-Sciences, de la Société Française d’Énergie Nucléaire, et du C.N.R.S, de Wikipédia et bien d’autres de moindre importance.

Pour cette étude il convenait eu égard à l’importance du sujet, tant scientifique, économique et politique de se rapporter à des références sérieuses, il y va de la vie des Français, et ils doivent comprendre.

 

Généralités,

Le cycle du combustible nucléaire commence par l’extraction de l’uranium naturel à ciel ouvert ou dans des mines souterraines, l’exploitation des gisements d’uranium s’effectue selon les méthodes classiques utilisées dans les installations minières. La présence de radioactivité nécessite cependant des mesures de protection visant à diminuer l’irradiation et à réduire les concentrations de poussières et de radon (gaz radioactif), notamment systèmes d’arrosage et ventilation permanente.

Après avoir exploité plusieurs gisements (Forez, Vendée, Limousin, Hérault) la France assure aujourd’hui par des importations l’essentiel de son approvisionnement en uranium. Cogema possède des parts et est parfois l’opérateur de certaines mines d’uranium à l’étranger (Canada, Gabon, Niger). La teneur en uranium des minerais est en général assez faible, de l’ordre de 1 à 5 kg par tonne.

C’est pourquoi le minerai est concentré dans des installations implantées à proximité immédiate des mines. Après une série d’opérations physiques et chimiques on obtient un concentré ayant l’aspect d’une poudre jaune appelée «yellow cake» dont la teneur en uranium est d’environ 75%.

Le «yellow cake» n’a pas un degré de pureté nucléaire suffisant ni la forme chimique appropriée pour pouvoir être utilisé tel quel comme combustible dans le réacteur. Il est donc l’objet d’un traitement supplémentaire afin d’obtenir un composé chimique adapté. Dans l’uranium naturel, on trouve, en proportion constante, deux sortes d’atomes (ou isotopes), l’uranium 238 et l’uranium 235 qui constituent respectivement 99,3% et 0,7% du mélange. Seul l’uranium 235 est fissile. Certains réacteurs dans le monde sont conçus pour fonctionner avec un combustible comportant un taux d’uranium 235 supérieur à celui qui est contenu dans son état naturel. Il faut donc augmenter la teneur en isotopes 235 jusqu’à 3,5 à 4%.

Divers procédé sont utilisés pour cette opération appelée enrichissement.

Le cycle du combustible se poursuit après son enrichissement, par sa combustion en réacteur, son recyclage et s’achève par la production de déchets ultimes sous forme de produits de fission puisque toute combustion est imparfaite.

 

La matière première de l’industrie nucléaire, l’uranium se trouve dans les régions du monde Canada, Australie, Afrique du Sud entres autres. Les réserves sont assimilées à 4 millions de tonnes ce qui représente 50 années d’utilisation. Il faut noter que le coût du kilowatheure dépend peu de celui de l’uranium contrairement à ceux fournis par le gaz, le charbon et le pétrole. Le schéma simplifié de la filière nucléaire est le suivant :

Le combustible nucléaire est le produit formé de matières fissiles comme l’uranium, le plutonium…. qui fournit son énergie potentielle dans un réacteur nucléaire dans une réaction en chaîne de fission nucléaire modérée et contrôlée, contrairement à celle d’une bombe atomique ou cette réaction s’effectue en une fraction de seconde dont on connait l’action dévastatrice de morts à grande échelle.

Un réacteur nucléaire est une machine à produire de la chaleur qui sera utilisée à la production d’énergie mécanique, sous forme de vapeur utilisée dans des turbines pour la production d’électricité aux moyens d’alternateurs. Par rapport à la production classique d’origine thermique, le réacteur nucléaire est une chaudière produisant de la vapeur dans un circuit primaire dont le schéma peut être représenté par le réacteur à eau pressurisée de la figure ci-dessous.

 

Schéma de fonctionnement d’un Réacteur à Eau sous Pression référence société Française d’énergie nucléaire, ici.

 

Le circuit primaire,

pour extraire la chaleur seul l’isotope 235 de l’uranium est légèrement enrichi jusqu’à une teneur de 3,5% à 4% environ. Ce taux résulte d’un compromis entre la maîtrise d’une réaction en chaîne et de la longévité du combustible dans le réacteur. Le procédé d’enrichissement comprend deux techniques principales la diffusion gazeuse et l’ultracentrifugation.

 

La diffusion gazeuse.

Le principe consiste à envoyer de l’hexafluorure d’uranium (YF6), à l’état gazeux, à travers de fines membranes percées de milliards de pores. La molécule d’uranium 235, plus légère et plus rapide, franchit plus souvent la barrière que la molécule d’uranium 238. Répétée des milliers de fois, à travers une succession de récipients cylindriques formant la «cascade de diffusion», l’opération permet d’obtenir de l’hexafluorure d’uranium «riche» d’uranium 235 dans la proportion souhaitée.

 

L’ultracentrifugation.

Procédé d’enrichissement utilisé à moins grande échelle qui consiste à utiliser la force centrifuge pour séparer, compte tenu de leur masse différente, les isotopes 238 et 235 de l’uranium. Par ailleurs, des recherches ont été engagées, principalement aux États-Unis, en France et au Japon sur un procédé d’enrichissement par laser.

 

L’uranium enrichit subit ensuite des transformations pour l’amener sous forme d’oxyde, puis pour en faire des pastilles qui seront ensuite introduites dans des tubes de zirconium pour constituer des crayons de combustible.

Un réacteur de 900 MWe, (1 MWe= un million de watts électriques) se verra doté de 11 millions de plaquettes de 0,5 cm³chacune pour une masse totale d’environ 70 tonnes d’oxyde d’uranium. Chaque pastille représente environ une source d’énergie de 2,5 tonnes de charbon. Ces crayons de zirconium sont réunis et maintenus avec des grilles pour former des assemblages. Placés dans une cuve en acier remplie d’eau, ils forment le cœur du réacteur. Ils sont le siège de la réaction en chaîne, qui les porte à haute température. L’eau de la cuve s’échauffe à leur contact (plus de 300°C). Elle est maintenue sous pression, ce qui l’empêche de bouillir, et circule dans un circuit fermé appelé circuit primaire.

 

Le passage en réacteur est en moyenne de quatre années durée pendant laquelle la fission contrôlée transforme l’uranium 235 en éléments plus légers.

A l’issue de son passage en réacteur le combustible présente encore un potentiel énergétique considérable avec environ 1% de plutonium et 95% d’uranium qui est difficilement utilisable. Les déchets proprement dits ne représentent environ que 4% de la masse du combustible. Avant d’être traité le combustible irradié est entreposé en piscine pendant deux années minimum pour que les radionucléides à vie courte s’éteignent.

Une fois calmé le combustible est traité à l’usine de retraitement de la Hague. Ce retraitement consiste en premier à cisailler les gaines, puis à dissoudre le combustible dans une solution très concentrée d’acide nitrique pour en extraire le plutonium et l’uranium au moyen de molécules spécifiques. L’usine de la Hague traite en moyenne 850 tonnes de combustible Français sur le 1.200 tonnes annuelles.

 

Le cœur du réacteur,

une cuve d’une hauteur 13,66 m, diamètre 4,95 m, épaisseur 23 cm, en acier spécialement traité, abrite le cœur du réacteur formé par les assemblages combustibles contenant l’uranium.

 

 

Le circuit secondaire,

l’eau du circuit primaire transmet sa chaleur par ce que l’on appelle un échangeur à l’eau circulant dans un autre circuit fermé, le circuit secondaire. Cet échange de chaleur s’effectue par l’intermédiaire d’un générateur de vapeur. Au contact des tubes parcourus par l’eau du circuit primaire, l’eau du circuit secondaire s’échauffe à son tour et se transforme en vapeur. Cette vapeur fait tourner la turbine entraînant l’alternateur qui produit l’électricité. Après son passage dans la turbine, la vapeur est refroidie, retransformée en eau et renvoyée vers le générateur de vapeur pour un nouveau cycle.

 

Le circuit de refroidissement,

pour que le système fonctionne en continu, il faut assurer son refroidissement. C’est le but d’un troisième circuit indépendant des deux autres, le circuit de refroidissement. Sa fonction est de condenser la vapeur sortant de la turbine. Pour cela est aménagé un condenseur, appareil formé de milliers de tubes dans lesquels circule de l’eau froide prélevée à une source extérieure, rivière ou mer ou envoyée dans des aéroréfrigérants. Au contact de ces tubes, la vapeur se condense pour se transformer en eau. Quant à l’eau du condenseur, elle est rejetée, légèrement échauffée, à la source d’où elle provient. Si le débit de la rivière est trop faible, ou si l’on veut limiter son échauffement, on utilise des tours de refroidissement, ou aéroréfrigérants. L’eau échauffée provenant du condenseur, répartie à la base de la tour, est refroidie par le courant d’air qui monte dans la tour. L’essentiel de cette eau retourne vers le condenseur, une petite partie s’évapore dans l’atmosphère, ce qui provoque ces panaches blancs caractéristiques des centrales thermiques et nucléaires.

 

Les aéroréfrigérants atmosphériques de la tranche 2 de la centrale de Civaux (EDF – Photo : Claude PAUQUET)

 

 

Dans un aéroréfrigérant l’air s’engouffre à sa base et sa vitesse s’accélère par le phénomène de col donné par sa forme en hyperboloïde de révolution à une nappe, cette accélération de l’air consécutive de la différence de niveau due à la hauteur de l’aéroréfrigérant fait qu’elle se refroidie apportant ainsi une source froide permettant une détente thermique maximale de la vapeur dans la turbine. Les aéroréfrigérants sont utilisés principalement lorsque qu’il n’y a pas de cours d’eau à proximité de la centrale.

 

Le prochain article portera sur la gestion des déchets radioactifs.