La gestion des déchets et le recyclage des matières valorisables

Article 8 : un rapport exhaustif

Le Rapport 2007 intitulé "Traitement des combustibles usés provenant de l’étranger dans les installations AREVA NC de La Hague", a été publié par AREVA en juin 2008. Il répond à la demande de rapport indiquée à l’article L.542-2-1 II du code de l’environnement, lui-même issu de l’article 8 de la loi n°2006-739 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs en date du 28 juin 2006.

Comme prévu au décret n°2008-209 du 3 mars 2008 relatif aux procédures applicables au traitement des combustibles usés et des déchets radioactifs provenant de l’étranger, un rapport doit être émis.

Le Rapport 2007 comprend les éléments suivants :

• Un inventaire des quantités de combustibles usés, de déchets et de matières radioactifs, notamment le plutonium et l’uranium, entreposées dans les installations de traitement de l’exploitant. Cet inventaire doit préciser, pour chacune d’entre elles, la part revenant à chaque Etat, y compris la France.
• Pour chaque Etat étranger, un échéancier prévisionnel indiquant :
  • Les dates de traitement des combustibles usés et déchets livrés et non encore traités.
  • Une estimation des quantités de déchets radioactifs qui seront expédiés.
  • Une description de leur nature.
  • Un calendrier prévisionnel des opérations d’expédition.
  • Une présentation des principales étapes nécessaires pour les mettre en œuvre, notamment sur le plan technique et réglementaire.
• Une analyse des faits et changements marquants intervenus depuis la précédente édition du rapport. Une étude des réalisations comparées aux prévisions de l’année précédente est également executée.
• Les résultats chiffrés, arrêtés au 31 décembre, du système de suivi des entrées de combustibles usés et des sorties des déchets radioactifs à expédier.

Production de combustibles usés du site de La Hague

Combustibles usés étrangers sous contrats signés avant la loi du 28 juin 2006

Situation au 31/12/2007 

De 1976 à 2007, 23 600 tonnes de combustibles nucléaires usés ont été traitées à La Hague dont 10 190 tonnes de combustibles nucléaires usés étrangers répartis selon le type de contrat, comme suit : 

Contrats antérieurs à la loi du 30 décembre 1991 sans droits d’expédition de colis de déchets pour AREVA : 512 tML traitées au 31/12/2007

Contrats avec clause d’expédition de colis de déchets antérieurs à la loi du 30 décembre1991 : 9 678 tML traitées et 5 tML restant à traiter au 31/12/2007.

Contrats avec clause d’expédition de colis de déchets postérieurs à la loi du 30 décembre1991 avec introduction des combustibles étrangers sur le territoire national avant la loi du 28 juin 2006 : 0,160 tML traitées et 0,580 tML restant à traiter au 31/12/2007. Il s'agit de combustibles de type RTR.

Programme prévisionnel de traitement

Concernant le traitement des 5,916 tML  de combustibles usés étrangers, provenant de contrat datant d’avant la loi du 28 juin 2006, entreposés dans les installations de La Hague, une prévision est  fournie dans le tableau ci-après, sachant que des optimisations dans le cycle d’exploitation des usines de La Hague peuvent conduire à des évolutions par anticipation ou report.

Combustibles usés étrangers sous contrat, avec introduction sur le territoire national, signé après la loi du 28 juin 2006 et encadré par un accord intergouvernemental signé après cette date : exécution du contrat italien

Pour ce contrat, un état des combustibles livrés et entreposés à La Hague au 31 décembre 2007 (soit 6,2 tML) ainsi qu’une prévision de traitement sont donnés ci-après.

Après traitement, l'uranium et le plutonium sont recyclables. Les déchets provenant de l'étranger sont conditionnés, puis expédiés dans leur pays d'origine.

Composition du combustible usé

Le combustible usé contient 96 % de matières recyclables.

Voici un exemple de structure du combustible eau légère usé. Ce type de combustible eau légère représente 500 kg d'uranium avant irradiation en réacteur.

Les éléments du combustible, pour la plupart recyclables

La composition du combustible évolue au cours de l’irradiation en réacteur en fonction du taux de combustion. Au moment du déchargement, le combustible est constitué d’environ 95 % d’uranium, 1 % de plutonium et autres transuraniens, et 4 % de produits issus de la fission.

L’uranium

L’uranium contenu dans le combustible usé présente une composition différente de celle du combustible initial. Plus l’irradiation aura été importante, plus la consommation de noyaux fissiles aura été forte, et plus l’uranium aura donc été appauvri en isotope 235 (235U) fissile. Le temps de séjour moyen du combustible en réacteur est d’environ 4 ans pour un taux de combustion de 50 GWj/t (GigaWatt jour / tonne). Ainsi, les conditions d’irradiation généralement mises en œuvre dans les réacteurs du parc français conduisent à ramener la teneur finale en 235U à une valeur assez proche de celle de l’uranium naturel (moins de 1 %). Une fois séparé, cet uranium est appelé URT (pour Uranium de ReTraitement).

Les produits issus de la fission

Les produits issus de la fission (PF) proviennent de l’uranium 235 initial et du plutonium formé (isotopes 239 et 241). Ils constituent la source essentielle de la radioactivité du combustible usé au moment de son déchargement. Plus de 300 radionucléides sont dénombrés. 200 de ces éléments radioactifs auront disparu par décroissance dans les quelques années suivant l’irradiation. Ces radionucléides sont répartis selon une quarantaine d’éléments. Ces produits de fission sont, pour la plupart, présents sous la forme d’oxydes inclus dans l’oxyde d’uranium initial, encore très majoritaire.

Le plutonium

Le plutonium présent dans le combustible usé provient des processus de captures neutroniques et de désintégrations successives.

Traitement et conditionnement

Le site de La Hague dispose des technologies de traitement recyclage les plus avancées. C’est pourquoi il vise à traiter les combustibles usés provenant des centrales nucléaires et des réacteurs expérimentaux de recherche, en France et à l’étranger. Ce traitement consiste à séparer les matières valorisables (uranium et plutonium) et les déchets. Ces derniers sont conditionnés pour permettre leur transport et leur stockage dans les meilleures conditions de sûreté.

Conformément à l’article 8 de la loi du 28 juin 2006 sur la gestion des matières et déchets radioactifs, «des combustibles usés ou des déchets radioactifs ne peuvent être introduits sur le territoire national qu'à des fins de traitement, de recherche ou de transfert entre Etats étrangers. (…) Est interdit le stockage en France de déchets radioactifs en provenance de l'étranger ainsi que celui des déchets radioactifs issus du traitement de combustibles usés et de déchets radioactifs provenant de l'étranger.».

Les déchets directement issus des combustibles usés sont ceux dont les électriciens restent propriétaires. L’expédition de ces colis de déchets à leurs propriétaires étrangers, se fait donc sous les deux formes ci-dessous : CSD-V (Conteneurs standard de déchets vitrifiés), CSD-C (Conteneurs standard de déchets compactés).

Déchets radioactifs présents sur le site de La Hague

Au 31 décembre 2007, 9088 CSD-V et 6089 CSD-C sont présents dans les Installations Nucléaires de Base exploitées par AREVA à La Hague. La part de ces déchets radioactifs par pays est donnée dans le tableau suivant :

(1) l’Espagne n’est pas concernée par l’expédition de déchets de structure de type CSD-C : les colis à expédier contiennent les radionucléides correspondant aux effluents produits lors de la dissolution des gaines. Les colis concernés sont décrits dans le futur rapport de l’inventaire national.

Quantités de déchets radioactifs déjà expédiées et prévision d’expédition

Les  déchets radioactifs à expédier sont constitués de colis de CSD-V et de CSD-C. La masse d’un CSD-V est  d’environ 500 kg et celle d’un CSD-C de 700 kg.

Contrats étrangers avant la loi du 28 juin 2006

• CSD-V (Conteneurs Standard de Déchets Vitrifiés)

A la date du 31 décembre 2007, 4 164 CSD-V ont été expédiés. Les états comptables établis à cette date et concernant les contrats signés antérieurement au 28 juin 2006 permettent d’anticiper avec une bonne précision le nombre de colis restant à expédier : celui-ci devrait être in fine d’environ 1 200. Au total, les contrats étrangers avec des clauses d’expédition de CSD-V représentent ainsi environ 5 400 colis.

Nota : les calculs du tableau suivant ont été effectués pour un total de colis à expédier de 5 376, les pourcentages du tableau se rapportent à ce total.

Ces dates sont susceptibles d’évoluer en fonction des impératifs industriels, des autorisations, de la disponibilité des installations.

Les programmes d’expédition des CSD-V ont été enclenchés en 1995.

Nota : les expéditions de CSD-V issus des combustibles traités pour le Japon et la Belgique sont finalisées, et plus de 77 % des CSD-V ont déjà été expédiés vers les pays étrangers.

• CSD-C (Conteneurs Standard de Déchets Compactés)

Les états comptables établis au 31 décembre 2007 et concernant les contrats signés antérieurement au 28 juin 2006 permettent d’anticiper le nombre de colis restant à expédier : celui-ci devrait être d’environ 7 000. Le tableau ci-après en donne la répartition par pays ainsi que les dates de début des expéditions.

Ces dates sont susceptibles d’évoluer en fonction des impératifs industriels, des autorisations, de la disponibilité des installations.

Contrats étrangers, avec introduction sur le territoire national, après le 28 juin 2006 et encadrés par un accord intergouvernemental signés après cette date : exécution du contrat italien

Concernant le contrat Italie/France signé le 27 avril 2007, les tableaux suivant donnent d’une part, une estimation du nombre de colis à expédier après traitement des combustibles entreposés au 31 décembre 2007 et d’autre part, un calendrier prévisionnel des opérations d’expédition.

S’agissant d’une estimation, les quantités à expédier seront sujettes à d’éventuelles révisions dans les prochains rapports.

Les déchets radioactifs issus des combustibles usés après traitement seront expédiés en Italie sous forme de CSD-V et de CSD-C. Ces déchets radioactifs doivent, avant leur expédition dans le pays concerné, recevoir l’agrément du client et de son autorité.

Le calendrier prévisionnel des expéditions des CSD-V et CSD-C sera défini avant le 31 décembre 2015 et le calendrier définitif avant le 31 décembre 2018.

Ces expéditions devront avoir lieu entre le 1er janvier 2020 et le 31 décembre 2025.

L'intérêt du recyclage

À terme, des économies importantes seront possibles avec les réacteurs à neutrons rapides, conduisant en pratique à se passer d’exploitation minière, grâce aux stocks d’uranium appauvri existants, pendant de nombreuses générations humaines.

D’ici là, la plateforme de recyclage AREVA, organisée autour des usines de La Hague et de MELOX, permet de recycler le combustible usé à plus de 90 %. Ce recyclage permet d’économiser jusqu’à 25 % de l’uranium alimentant le cycle du combustible, via la séparation du plutonium et de l’uranium encore présents dans les combustibles usés.

De surcroît, le recyclage du plutonium (et donc le non conditionnement en colis de déchet de cette matière) permet de réduire jusqu’à un facteur 10 la radio-toxicité des déchets.

Le recyclage du plutonium

Les pays où se situent les clients d’AREVA qui ont décidé de "moxer" leurs réacteurs

Le chargement de combustibles MOX dans des réacteurs à neutrons thermiques remonte aux années 1970. Aujourd’hui, de nombreux réacteurs en France et dans le monde utilisent ce type de combustible.

En France, 20 réacteurs sont actuellement chargés en combustible MOX. Environ 10 % de l’électricité française est produite à partir du combustible MOX. Au total, en Europe, 35 réacteurs fonctionnent grâce au MOX : outre la France, on en compte 10 en Allemagne, 3 en Suisse, 2 en Belgique.

En outre, les électriciens japonais ont engagé un processus qui leur permettra rapidement de charger leurs réacteurs en combustibles MOX. Ainsi, les compagnies électriques Tokyo, Kyushu, Chubu, Shikoku et Kansai ont déjà signé des contrats avec AREVA.

Au total, plus de 5 000 assemblages ont été livrés dans le monde à fin 2007.

Compte tenu des matières traitées et de la technologie, le cycle du combustible nucléaire usé dure une vingtaine d'années

Le plutonium extrait des combustibles usés en France dans des installations dépendant d’AREVA

* des données additionnelles sont disponibles dans le Rapport annuel "Traitement des combustibles usés provenant de l'étranger dans les installations AREVA NC de La HAGUE" déjà cité au chapitre "Mise en oeuvre de la loi du 28 juin 2006"

** valeur inférieure à 0,5 tonne

Développement de la production de combustibles MOX (mélange d’oxydes UO₂ et PuO₂) à MELOX

Les chiffres d’AREVA et de l’AIEA sont cohérents mais ont des périmètres différent

L'AIEA communique chaque année un état des stocks de plutonium détenus en France au 31 décembre qui comprend en plus les matières qui ne sont pas situées dans les installations d'AREVA et qui ne dépendent pas d'AREVA.

Le recyclage de l'uranium

Les pays clients d'AREVA recyclant l'uranium séparé par les installations d’AREVA

L'uranium extrait des combustibles usés  dans les installations d’AREVA

* valeur inférieure à 5 tonnes

** des données additionnelles sont disponibles dans le Rapport annuel "Traitement des combustibles usés provenant de l'étranger dans les installations AREVA NC de La HAGUE" déjà cité au chapitre "Mise en oeuvre de la loi du 28 juin 2006"