Commission Nationale d'Évaluation
Relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs
Instituée par la loi 91-1381 du 30 décembre 1991
Extraits du Rapport d'Évaluation N°6
Juin 2000

PRINCIPALES CONCLUSIONS ET RECOMMANDATIONS

     L'Évaluation des recherches à mi-parcours, présentée ci-dessous, est un bilan intermédiaire qui inclut également les principales conclusions des auditions 1999-2000. Les recommandations principales issues de ces auditions sont regroupées ensuite, en pages XII - XIII.

Évaluations des recherches à mi-parcours
     La Commission Nationale d'Évaluation, issue de la loi du 30 décembre 1991, a été mise en place en 1994, année de reprise des travaux de reconnaissance pour l'étude des possibilités de stockage souterrain après le moratoire de 1990. Le délai fixé par la loi pour les études à mener, tant dans les centres de recherche qu'en laboratoire souterrain, afin de gérer les déchets nucléaires dans les conditions optimales, expire le 30 décembre 2006. Compte tenu du début effectif en 1994 des principales filières de travaux menés dans le cadre de cette loi, on peut considérer que l'année 2000 se situe approximativement à mi-parcours. Il semble alors opportun de faire le bilan des résultats déjà obtenus et d'évaluer l'ampleur des recherches restant à conduire dans le temps qui reste disponible pour fournir des réponses au législateur.
     Dès son premier rapport annuel, la Commission avait exprimé la nécessité d'une coordination scientifique et technique des organismes participant aux recherches; une telle démarche visait en particulier à identifier les principales lacunes des programmes, à clarifier les objectifs visés et à définir une stratégie de recherche équilibrée entre les trois axes de la loi de 1991 et impliquant la communauté scientifique nationale. La stratégie de définition et de mise en oeuvre des programmes de recherche donne maintenant lieu à une réflexion coordonnée par le Ministère chargé de la Recherche et de la Technologie. Il est ainsi possible de se prononcer sur la cogérence des recherches ainsi que sur leur adéquation aux objectifs de la loi et, pour certaines d'entre elles, aux besoins des industriels, même s'il subsiste quelques points sur lesquels la collaboration des acteurs et l'implication de la communauté scientifique universitaire devraient être améliorés. 

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     La Commission note que, dès maintenant, plusieurs GdR associant le CNRS à d'autres organismes participent aux recherches sur les trois axes définis par la loi et ajoutent une contribution substantielle aux travaux conduits par le CEA et l'ANDRA, responsables de ces axes.
Axe 1
     La première orientation de la loi, dite "axe 1", vise à réduire la radiotoxicité des déchets nucléaires par transmutation des radionucléides à vie longue les plus nocifs. Celle-ci nécessite des séparations chimiques portant sur des matières très radioactives, et qui vont au-delà de celles déjà pratiquées dans le retraitement actuel des combustibles irradiés pour la séparation de l'uranium, du plutonium et des autres corps (produits de fission et actinides mineurs). Les actinides mineurs ont été des objectifs prioritaires à cause de leur haute radiotoxicité, mais la Commission a insisté sur l'avantage de séparer certains produits de fission à vie longue, compte tenu de leur impact majeur dans une option de stockage en profondeur. Devant diverses difficultés scientifiques et techniques inhérentes à la transmutation, la Commission a suggéré d'associer au concept de Séparation-Transmutation (S-T) celui de Séparation-Conditionnement (S-C), consistant à incorporer les éléments séparés dans des matrices à pouvoir accru de confinement en milieu géologique.
     Le bilan actuel des nouvelles séparations chimiques adaptées à celles que permet déjà le procédé Purex de retraitement est encourageant : la faisabilité scientifique de plusieurs procédés pour séparer les actinides mineurs est en vue (en particulier, les procédés Sanex et Sésame) ou même déjà obtenue (le procédé Diamex). Il en est de même pour certains produits de fission importants, iode, césium (le procédé Calixarènes) et pour une partie du technétium. Il reste à examiner le cas d'autres produits de fission ou d'activation à vie longue pour lesquels les recherches s'amplifient. La faisabilité technique des séparations aura été évaluée et la faisabilité industrielle de certaines d'entre elles devrait pouvoir être estimée. On peut ainsi penser que le bilan des recherches déjà menées pour la séparation permet de considérer l'échéance de 2006 avec sérénité.
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     Pour laisser ouverts les choix de gestion des matières radioactives que pourraient permettre les recherches de l'axe 1 et celles concernant les conditionnements spécifiques pour un stockage (S-C), il convient d'envisager des conditionnements d'attente réversibles pour des matières radioactives séparées des combustibles usés. A cet égard, des études sont en cours. Elles ouvrent des possibilités qui devront être évaluées en 2006. En préparant ces conditionnements d'attente, il faut aussi se préparer à répondre à l'objectif de diminution des rejets liquides ou gazeux de produits radioactifs, notamment à la mer, décidé à Sintra par la réunion ministérielle de la Commission OSPAR pour l'application de la Convention pour la protection du milieu marin de l'Atlantique du nord-est, entrée en vigueur en 1998, et qui s'imposera à l'industrie nucléaire.
     La mise en oeuvre de la transmutation nécessite également la préparation, l'essai et l'analyse de combustibles particuliers ou de cibles d'irradiation ainsi que leur traitement chimique ultérieur, pour atteindre, par recyclage des radionucléides à transmuter, les rendements souhaités.
     Les recherches sur la transmutation sont menées principalement pour les actinides et certains produits de fission à vie longue (iode 129, césium 135, technétium 99) par le CEA et le CNRS. Deux voies peuvent être distinguées. La première correspond à des procédés utilisant la filière actuelle des réacteurs à eau sous pression, et les recherches portent essentiellement sur des combustibles nouveaux qui permettraient soit le multirecyclage du plutonium et d'actinides mineurs préalablement séparés, soit une destruction en un seul passage en réacteur. Cette première voie est explorée par le CEA qui a mené à bien les études correspondantes. Les études de scénarios ont établi les performances possibles de ces procédés. La mise en oeuvre des procédés (filières MOX, MIX, APA, Th-Pu…) dépend désormais de décisions opérationnelles après développements d'industrialisation.
     La deuxième voie de recherche est celle des réacteurs à neutrons rapides ou de solutions innovantes. L'effort de recherche a principalement porté sur les systèmes sous-critiques assistés par accélérateur, pour lesquels une R&D de base a été engagée en 1996. Les résultats acquis tant en France qu'à l'étranger permettent à présent d'envisager un démonstrateur de système hybride à neutrons rapides, dont la conception est élaborépar le CEA, le CNRS et leurs partenaires enropéens. Un dossier de motivation est en voie de constitution. Des études de systèmes complets de transmutation (comportant, par exemple, des réacteurs à sels fondus, des systèmes pyrochimiques de traitement du combustible…) sont engagées. La conception de nouvelles matrices combustibles et l'étude de leur comportement sont au coeur de l'ensemble de ces recherches. Peu de résultats tangibles sont obtenus à ce jour. Les études de comportement sous irradiation sont de première importance : il est à craindre que le programme ambitieux prévu sur PHENIX soit compromis par le brièveté de la durée, actuellement prévue, de fonctionnement de ce réacteur en fin de vie, à moins de reporter celle-ci à la fin des programmes expérimentaux. Il faut également que le futur réacteur Jules Horowitz apporte une contribution à ces travaux, notamment en neutrons rapides. On est ici au-delà de 2006.
     Quel que soit le résultat de ces recherches, il restera une quantité limitée de résidus ultimes qu'il conviendra de stocker dans les conditions qui seront prévues par le législateur. La filière séparation-transmutation (S-T), reposant sur des procédés complexes et coûteux, ne s'adressera qu'aux déchets de haute activité et à vie longue les plus nocifs (déchets C) dont le volume est limité à quelques milliers de m3. Les déchets de moyenne activité à vie longue (déchets B), qui représenteront de l'ordre de 100 000 m3 en 2020, ne pourront pas en bénéficier et devront aller au stockage.
Axe 2
     La seconde orientation de la loi de 1991, dite "Axe 2", vise à l'étude en laboratoire souterrain des possibilités de stockage dans des formations géologiques des déchets pour lesquels aucun traitement ultérieur n'est prévu. La Commission, qui l'avait relevé dès son premier rapport, considère que le délai imparti à l'ANDRA pour mener à bien ce travail est très tendu, surtout si on le compare à la durée des expériences menées dans des conditions similaires dans les autres pays de l'OCDE (souvent 15 ans).  		suite:
Elle avait également relevé que la méconnaissance des quantités et des caractéristiques des déchets à prendre en compte était de nature à entraver le développement de ces études. Des évaluations non cohérentes de l'inventaire des déchets avaient été présentées à la Commission; la mission confiée par le Gouvernement au Président de l'ANDRA permet de reprendre maintenant l'inventaire sur des bases fiables;
     Trois sites potentiels ont été reconnus par l'ANDRA au cours de la période 1994-1997, ce qui a conduit le gouvernement à sélectionner, le 8 décembre 1998, le site de l'Est pour y construire un laboratoire souterrain de recherche et à demander à l'ANDRA de rechercher pour un second laboratoire un nouveau site potentiel où le granite affleurerait. Les décisions gouvernementales du 8 décembre 1998 ont ouvert notamment deux champs de réflexion et d'étude très importants : le choix de la réversibilité des stockages qui devra se traduire dans l'ingénierie minière aussi bien que dans les caractéristiques des conteneurs; la spécificité des types de stockages qui devront être adaptés aux types de déchets.
     Dans cette perspective, on peut penser que, si le creusement de l'ouvrage souterrain de Bure se déroule de l'automne 2000 à la fin 2002, la période 2003-2005 devra faire l'objet d'un effort de recherche très soutenu, en particulier en mécanique des roches, en hydrogéologie et en géochimie. Les connaissances acquises par l'ANDRA, en tant que participant ou responsable d'expériences menées dans l'argile à l'étranger (particulièrement au Mont-Terri en Suisse et à Mol en Belgique), lui permettront de gagner un temps appréciable pour la phase de mise en place des expériences. Toutefois, il faut noter qu'une expérience de diffusion des traceurs dans l'argile, comme celle réalisée au Mont-Terri, est indispensable à Bure et nécessite plus de deux ans de travail expérimental. Cette phase doit être suivie d'une interprétation détaillée faisant appel à une modélisation numérique complexe tenant compte de la géométrie 3D, de l'hétérogénéité et de l'anisotropie du milieu. Par ailleurs, les résultats obtenus par la campagne de géophysique 3D montrent une continuité et une régularité des couches qui restent à confirmer par l'interprétation plus approfondie qui est en cours.
     De son côté, la modélisation a pris du retard et devra faire l'objet d'un effort accru. L'ANDRA a entrepris, dès maintenant, de renforcer ce domaine. Au terme d'une expertise qui vient de s'achever, elle engage un programme de développement de la modélisation du comportement à long terme d'un site de stockage de déchets, et des phénomènes qui pourraient résulter d'une dégradation des conteneurs, de l'entraînement des radionucléides par l'eau et de leur retour à la biosphère. Il devrait alors être possible de distinguer, par des études de sensibilité, les paramètres principaux, et de simuler des scénarios divers d'évolution d'un stockage, afin de s'assurer de sa robustesse.
     Le réseau cohérent des codes de calcul, relatif à un site, est un outil d'intégration des connaissances et d'appréciation de la sensibilité de celles-ci pour les objectifs du laboratoire. Il engage la responsabilité de l'ANDRA; il est donc gouverné par la hiérarchie des tâches de l'ANDRA, que ce soit dans le temps, dans l'espace à partir des sources et des perturbations qu'apporte l'ouvrage souterrain au site initial, et dans l'échelle des dangers et des risques. Un travail notable de défrichage et de reconnaissance a été effectué. La réalisation de ce réseau "responsabilité" reste à faire.
     Dans ces conditions, et si le calendrier est respecté, l'ANDRA devrait être en mesure de fournir en 2006 un dossier substantiel concernant les possibilités de stockage en milieu argileux. En ce qui concerne un nouveau site granitique, le retard pris par les travaux laisse peu d'espoir de présenter en 2006 des conclusions scientifiques étayées sur des recherches effectuées en laboratoire souterrain sur le territoire national. L'ANDRA risque donc d'être conduite à présenter un dossier reposant essentiellement sur les travaux génériques auxquels elle a participé dans des laboratoires étrangers dont l'environnement géologique est différent. Elle pourra également s'appuyer sur des données obtenues à partir de la surface par des forages instrumentés et des études géophysiques. Le projet de stockage profond en Finlande illustre bien les apports potentiels de ces techniques.
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     Pour être en conformité avec les décisions gouvernementales du 8 décembre 1998, un effort de recherche majeur doit être lancé pour qu'à chaque type de déchets soit associé un concept de stockage optimisé tenant compte à la fois des caractéristiques des déchets et des caractéristiques géologiques du site. Par exemple, les déchets B sont des déchets ultimes qui n'émettent qu'une faible puissance thermique. Il n'y pas de raison technique de poursuivre l'entreposage de ceux dont le conditionnement est adéquat. En revanche, les déchets C nécessitent un temps de refroidissement de plusieurs décennies, qui devra être déterminé en fonction des caractéristiques du site de stockage et des propriétés des barrière ouvragées. Le faible volume des déchets C vitrifiés, et les avantages d'un temps de refroidissement prolongé, font que l'urgence ne s'impose pas. Les entrepôts de La Hague peuvent dès à présent recevoir une trentaine d'années de production supplémentaire de verres dans lesquels sont inclus des déchets C. Un tel délai, qui pourrait être étendu permettrait à la fois de progresser dans le domaine de la transmutation et d'élaborer un concept robuste de stockage réversible des déchets de haute activité. Les options relatives à la réversibilité du stockage dépendent par ailleurs du délai préalable d'entreposage.

Axe 3
     La troisième orientation de la loin dite "axe 3", concerne l'entreposage entendu comme nécessairement limité dans le temps et le conteneurage des déchets. L'évaluation globale de cet axe nécessite une clarification des interactions entre les différents partenaires de la loi de 1991, ainsi que de la finalité et de la durée (dizaines ou centaines d'années?) visée pour un entreposage de longue durée, qui ne sont pas précisées par la loi. L'éventail des opinions qui pourraient exister sur ces points mérite d'être clarifié rapidement pour aboutir à une stratégie globale de l'axe 3, en cohérence avec celle de l'axe 2.
     Les problèmes spécifiques liés à un entreposage sont, pour une part, liés au fait que la reprise des colis de déchets est ici une obligation, et non plus seulement une éventualité. Les problèmes de tenue des conteneurs, et ceux d'ingénierie (minière s'il s'agit de subsurface), c'est-à-dire de circulation et transport de charges, d'exhaure, d'aérage, d'évacuation thermique etc. deviennent prédominants. La coordination des recherches entre l'entreposage de longue durée, notamment en subsurface, et le stockage réversible reste à mettre en place. Cette coordination devrait amener à proposer des solutions communes évitant un reconditionnement qui aurait pour inconvénient de nouveaux risques pour les travailleurs;
     Une politique d'entreposage de longue durée est envisageable pour les déchets C (haute activité) ou les combustibles UOX usés. S'il était nécessaire d'y recourir, un entreposage de très longue durée des combustibles irradiés, spécialement du combustible MOX, nécessiterait une étude particulière; on peut déjà prévoir de lourdes difficultés, liées à sa très grande charge thermique;
     Une politique d'entreposage de longue durée pour les déchets de catégorie B ne se justifierait pas. Elle poserait un problème beaucoup plus délicat, compte tenu de la qualité souvent médiocre des conditionnements, ou même de l'absence de conditionnement. Ces déchets devraient être considéré comme des déchets ultimes ne relevant pas de l'axe 1 et admissibles en stockages dès que celui-ci sera disponible.
     Les colis et conteneurs posent à la Commission un problème particulier : il reste actuellement une marge d'incertitude assez grande sur les objets qui seraient placés en entreposage et surtout en stockage géologique. Cette incertitude pèse, de toute évidence, sur la réversibilité des stockages et sur un éventuel reconditionnement des déchets entreposés. Un effort de clarification est devenu nécessaire, pour aborder en temps utile ces problèmes.
     La caractérisation des colis est maintenant un besoin ressenti de façon urgente pour permettre à l'ANDRA de donner les agréments de niveau 1. A cet égard, des dossiers de connaissance sont attendus du CEA à la fin de l'année 2000. 

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Ces éléments ne suffisent pas : il faut en outre définir les colis complets qui devront être stockés, tant par les paramètres classiques (taille, masse, matériaux du colis, etc.) sans lesquels l'ingénierie n'est pas concrétisée, que par les paramètres spécifiques de ces colis liés à leur radioactivité, sans lesquels il est difficile de concevoir une installation nucléaire et d'évaluer sa sûreté. Il va de soi que la pleine collaboration d'EDF, du CEA et de COGEMA avec l'ANDRA est nécessaire pour la définition des enveloppes des colis. Les connaissances nécessaires pour que l'ANDRA prononce les spécifications et les agréments de niveau 2 doivent faire l'objet d'une attention particulière.
     En liaison avec le concept d'une filière séparation - conditionnement (S-C), la recherche de nouvelles matrices de conditionnement d'éléments séparés, conduite depuis plusieurs années, est développée dans trois voies : matériaux vitreux, céramiques et vitrocristallins. D'ores et déjà, le confinement de certaines matrices céramiques dans lesquelles les radionucléides sont incorporés dans la structure cristalline apparaît prometteur.
     L'étude du comportement à moyen et long terme des matrices des colis de verres, bétons et bitumes, engagée depuis longtemps pour les verres et, plus récemment, pour les autres, paraît en bonne voie. Ce sont des recherches longues qui doivent être poursuivies pour assurer la crédibilité des modèles utilisés dans les analyses de performance des constituants d'un stockage. Les études concernant les matrices nouvelles ont débuté en bénéficiant de l'expérience acquise pour l'étude des premières. Elles devront être conduites en tenant compte du champ proche incluant la corrosion des conteneurs, notamment en stockage profond. Les assemblages de combustibles usés sont également étudiés. Des programmes bien structurés sont en place (CLTC, PRECCI, PRESTANCE). Ces études phénoménologiques feront l'objet d'une modélisation numérique permettant de simuler divers scénarios. Dans le domaine du conditionnement, on peut penser qu'en 2006 les connaissances permettront de décrire le comportement des colis de déchets en champ proche pour l'entreposage, et le stockage réversible si la température n'excède pas 100°C. Par ailleurs des formulations de nouvelles matrices devraient avoir été acquises.
     Si l'on jette un regard global sur les résultats déjà obtenus et les perspectives offertes par les divers acteurs sur l'ensemble des voies de recherche, cinq sujets posent des problèmes, qui affectent deux ou même l'ensemble des objectifs de la loi de 1991, et exigent une réponse claire et rapide :
     1 - La gestion des déchetsselon les trois axes de la loi met en jeu des rayonnements qui peuvent agir sur les travailleurs concernés et sur les populations présentes et futures. La part des recherches qui est consacrée à ces phénomènes de radiobiologie, pour ce qui a été présenté à la CNE, semble tout à fait insuffisante et disproportionnée à l'effort global sur les 3 axes. La CNE a noté à plusieurs reprises l'insuffisance des connaissances sur l'effet des radiations ionisantes sur l'homme et sur la biosphère. A-t-elle été entendue ?
     Dans un rapport récent de l'Académie des Sciences consacré à la radiochimie, le Professeur Maurice TUBIANA exprime clairement l'insuffisance de nos connaissances : "Nous savons que les fondements sur lesquels repose toute la philosophie de la radioprotection sont périmés mais nous ne voyons pas clairement quoi leur substituer." (Académie des Sciences, Rapport RST n°4, Ed. Tec&Doc, Juillet 2000).
     La conférence de Cordoue tenue en mars 2000 a, de son côté, posé des questions comparables. La CNE souhaite, pour sa part, une augmentation significative des recherches dans ces domaines. De plus, une réflexion sur la pertinence des bilans de radioprotection sur de longues périodes, basée sur des critères de santé adaptés à ces longues durées, devra être développée.
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     2 - Les déchets de haute activité vont d'abord passer leur vie dans des conteneurs entreposés pour des plus ou moins longues durées. Cela sera aussi le cas, au minimum, dans la phase réversible d'un éventuel stockage. Pendant cette longue durée, la protection des travailleurs et des populations devrait être garantie par le conteneur. Les recherches, les développements et les réalisations relatives à ces conteneurs (qui seront des milliers) n'ont pas convaincu la Commission de leur validité, et la maturité de ces travaux, réalisation et essais n'est pas encore atteinte.
     Pour ce qui est des déchets B, en attendant l'ouverture d'un éventuel stockage, c'est encore l'entreposage en conteneurs qui s'imposera pendant quelques décennies, à plusieurs dizaines de milliers de conteneurs. Les mêmes observations de la Commission s'appliquent là encore.
     Le conteneur est un élément central du concept global multibarrière : les conséquences des incertitudes sur les autres barrières seraient atténuées si l'on disposait d'un conteneur garantissant le confinement pendant plusieurs milliers d'années, comme c'est le cas en Suède, au Canada, en Finlande, et aux États-Unis. De plus, on ne pourra emporter la conviction de la population que lorsqu'on disposera d'un objet réel dont les qualités auront été techniquement prouvées.
     3 - La séparation du plutonium a conduit, en l'absence de programme de réacteur à neutrons rapides, à son recyclage dans des combustibles MOX chargés aujourd'hui dans 20 réacteurs. Ceci permet d'en maîtriser le flux annuel et donc les stocks, et peut concourir à satisfaire des critères de sécurité et de non-prolifération. Les solutions présentées à la CNE de gestion des déchets radioactifs issus des combustibles MOX irradiés conduisent à un entreposage de très longue durée, se distinguant par sa très grande charge thermique, et à un stockage souterrain qui occuperait une partie substantielle de l'emprise d'un éventuel stockage général. L'inventaire de ces éléments MOX usés en certains isotopes d'actinides de hautes radioactivité et radiotoxicité lui donne un poids tout particulier dans la gestion de ces corps selon les trois axes de la loi : un bilan global de radioprotection, dans l'espace et dans le temps, devrait être élaboré incluant l'impact des actinides ainsi créés quand cela sera possible.
     4 - Les types de déchets extérieurs au cycle de combustible du parc EDF actuel posent aussi des problèmes sérieux (déchets tritiés, graphite, propulsion, etc). Si des concepts de traitement et de stockage ont été étudiés, aucune réalisation n'a débuté.
     5 - Les traités internationaux (convention OSPAR) laissent penser que, dans l'avenir, l'iode 129 devra être recueilli et son conditionnement ou un traitement efficace devra être réalisé, d'autant plus que la très faible quantité d'iode (relativement à l'ensemble de l'iode produit) contenue dans les déchets B représente déjà l'impact radiologique dominant à l'exutoire d'un éventuel stockage.
     Au terme de ce bilan, on peut envisager les années 2000-2006 comme une période où les recherches devraient, si rien ne vient les retarder, produire des résultats permettant de fixer les orientations dans plusieurs domaines : séparation, conditionnement et entreposage. Pour le stockage en milieu argileux, même si toutes les expériences ne sont pas terminées, les connaissances disponibles devraient permettre de présenter au législateur un avant-projet d'installation de stockage dans les argiles, si les résultats obtenus par les recherches sont favorables.
     La loi du 30 décembre 1991 a explicitement prévu, pour l'élimination des déchets nucléaires à vie longue et de haute activité, de comparer trois options au terme des recherches qui sont actuellement en cours, et dont on a résumé ci-dessus l'état d'avancement. Ces trois options, on l'a vu, s'appliquent aux déchets C. L'axe 1 (séparation-transmutation), en tout état de cause, ne pourra résoudre à lui seul l'ensemble des problèmes, il ne fera éventuellement qu'en réduire l'acuité. Quelles seront les places relatives des axes 2 (stockage réversible en profondeur) et 3 (entreposage) ? L'examen des résultats actuels des recherches permet à cet égard d'avancer la réflexion qui suit. 		suite:
     A un instant donné, il est toujours possible de décider la construction d'un entreposage de longue durée pour les déchets C (résidus vitrifiés). Cet entreposage peut être construit pour des durées de l'ordre de 50, 100 ans ou quelques centaines d'années. La Société actuelle est pleinement en mesure de faire fonctionner de façon sûre un tel entreposage, en lui consacrant, outre les moyens de surveillance adéquats, les moyens nécessaires à des actions d'interposition de barrières nouvelles que nécessiterait leur dégradation. On peut donc parfaitement envisager que, de loin en loin, la société compare les avantages respectifs de l'option entreposage et de l'option stockage, et décide, de façon itérative et toujours pour un horizon fini, de perpétuer l'entreposage et de ne pas stocker. Il n'y a pas de raisons physiques ou techniques qui empêchent que cet entreposage, périodiquement renouvelé, ne se prolonge pendant des siècles, voire des millénaires, sous réserve que la technologie reste disponible. C'est la question de la pérennité des société humaines, de leurs systèmes techniques et de leurs institutions, en particulier de surveillance de tels entreposages, qui peut poser problème. A chaque décision de créer ou prolonger un entreposage pour une durée raisonnable, la Société fait le pari que ses institutions seront stables et fiables et qu'elle disposera encore des technologies indispensables sur cette même durée.
     A contrario, la décision de stockage en profondeur est basée sur la volonté de ne pas engendrer de sujétions de surveillance, de maintenance et d'adaptation technique qui pèseraient sur les générations futures, et donc de s'affranchir du pari sur la stabilité des institutions. Si la Société décide de stocker en profondeur des déchets, c'est qu'elle a acquis la conviction que les inévitables incertitudes du fonctionnement du stockage sont minimes et acceptables, comparées à celles sur le fonctionnement continu des institutions. Il s'agit donc d'une part, des incertitudes de nature géologique, et d'autre part de celles de nature comportementale pour les société futures qui pourraient venir perturber le stockage par des travaux imprévus, l'existence du stockage ayant été oubliée, ou encore par une intrusion malveillante et délibérée.
     L'emploi du stockage et de l'entreposage concerne la société : la communauté nationale et les communautés locales concernées ont-elles confiance dans la pérennité des institutions, et dans le maintien d'une solution provisoire ? Ont-elles acquis la conviction que le milieu naturel en profondeur offre moins d'incertitudes que celles sur la stabilité des institutions ? Ce sont en fait deux incertitudes a priori incommensurables que le déroulement des travaux prévu par la loi du 30 décembre 1991 pourra permettre de mieux situer.
     C'est, bien sûr, au politique et non au technicien, chargé de donner les éléments d'appréciation des incertitudes de nature scientifique, qu'il appartient d'orienter les choix. A cet égard, la loi du 30 décembre 1991 implique que les poids respectifs de ces deux incertitudes aux yeux du public devront être évalués, afin d'éclairer les choix politiques. Des recherches de sciences humaines sont-elles nécessaires pour éclairer ce débat et permettre une telle comparaison ? Une illustration de l'intérêt de telles études est donnée par les difficultés récemment rencontrées dans la recherche d'un site granitique pour un second laboratoire souterrain.
Chapitre 8 :

L'ÉTAT DES RECHERCHES ET DES RÉALISATIONS EFFECTUÉES A L'ÉTRANGER.

     Les organisations internationales apportent une contribution particulières aux réflexions et aux recherches sur le traitement des déchets radioactifs à haute activité et à vie longue, qui mérite d'être rappelée avant d'exposer la situation des recherches et des réalisations achevées à l'étranger depuis juin 1999. Cet exposé est suivi par une présentation des principales avancées scientifiques et techniques, classées suivant les trois axes définis par la loi de 1991. Une attention particulière est, cette année, apportée par la Commission aux travaux suédois et finlandais.

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8.1 RECHERCHES ET TRAVAUX EN COURS - RÉALISATIONS INDUSTRIELLES
8.1.1 Les organisations internationales
     ONU-UNSCEAR
     Le comité des Nations-Unis sur les effets des radiations atomiques (UNSCEAR), qui rapporte à l'assemblée générale de l'ONU, a adopté, lors de sa 49ème session, du 2 au 11 mai 2000, un très important rapport synthétisant l'ensemble des connaissances acquises à la fin de ce siècle sur l'exposition de l'homme aux rayonnements, et sur les effets biologiques des rayonnements, à l'exception des effets génétiques. L'adoption de ce document survenant au moment de l'édition du présent rapport, la Commission reviendra, dans le prochain, sur le chapitre particulier du rapport de l'UNSCEAR : "cancer", et, s'il est adopté lors d'une session ultérieure de l'UNSCEAR, sur le chapitre "effets génétiques". Le contenu de l'annexe "méthodologies de l'évaluation des doses" du document UNSCEAR est discuté à la fin de ce chapitre, en complément à ce qui est dit sur ce même sujet au chapitre 3.
     CIPR
     La Commission internationale de protection radiologique (CIPR) s'apprête à éditer da publication n°81, adoptée en septembre 1999, qui présente de nouvelles recommandations en matière de stockage final de déchets radioactifs à vie longue. Cette publication complète, met à jour et clarifie les recommandations applicables au même domaine, publiées en 1985 sous le n°46. Elle tient compte des critères de protection applicables aux expositions prolongées, qui font l'objet d'une publication séparée (n°82), en instance d'édition.
     La CIPR distingue deux types de situations d'exposition : celles dues aux processus naturels de cheminement des radionucléides à partir du stockage, et celles dues à l'intrusion de l'homme, par inadvertance, dans le dépôt (par exemple : par un forage).
     Dans le premier cas, les doses évaluées ou les risques, respectivement, doivent être comparés avec une contrainte limitative d'exposition de 0,3 mSv par an ou avec un niveau de risque de décès équivalent (environ 10-5 par personne et par an).
     Dans le second cas (fonctionnement altéré), les conséquences d'un ou plusieurs scénarios théoriques plausibles doivent être prises en compte pour apprécier la "robustesse" du dépôt à des risques d'intrusion. A cet égard, les recommandations de la CIPR, sont, en simplifiant, les suivantes:
     - des dispositions doivent être prises pour réduire la probabilité des conséquences d'une intrusion involontaire;
     - une dose annuelle "existante" de 10 mSv/an peut être utilisée comme niveau typique de référence en deçà duquel une intervention ne serait probablement pas justifiable (alors qu'au dessus de 100 mSv/an, une intervention pour améliorer la situation serait très vraisemblablement nécessaire).
     La CIPR a abordé du point de vue de la radioprotection quelques autres aspects de la gestion des déchets radioactifs :
     - elle rappelle, conformément à sa doctrine sur la justification des pratiques, en ce qui concerne les opérations de séparation et de transmutation, qu'il faut prendre en compte dans le bilan sanitaire global les doses professionnelles et les doses induites par la gestion des déchets nouveaux,
     - elle souligne les inconvénients de l'entreposage et de la réversibilité en évoquant les expositions supplémentaires, étalées sur plusieurs générations, qui en résulteraient,
     - elle précise que les expositions doivent être calculées en fonction des caractéristiques propres des sites, et note que leur prévision n'est valable que pour la période où la société garde la mémoire du stockage, limitant ainsi le risque d'intrusion par inadvertance.
     AIEA
     L'AIEA a réuni en mars 2000 une conférence internationale sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs. En voici quelques enseignements majeurs:
     - les déchets radioactifs existent, et ne rien faire n'est pas une option soutenable. C'est le devoir de la génération présente de ne pas imposer un fardeau aux générations futures; 		suite:
     - une politique nationale de gestion des déchets radioactifs doit être globale, et notamment ne pas prévoir d'actions qui créeraient des contraintes pour le futur. Toutefois, quand la sûreté à court terme est prioritaire ou lorsque des avantages pour la sûreté à long terme peuvent être assurés, les déchets peuvent être gérés dans une perspective d'amélioration de leurs conditions d'entreposage;
     - l'entreposage perpétuel des déchets n'est pas une pratique soutenable : ce n'est pas une solution pour le long terme, c'est une phase intermédiaire dans la gestion globale des déchets radioactifs […]. Il faut progresser vers une solution d'élimination, faute de quoi l'entreposage serait considéré, par le public voisin, comme une élimination de fait, et un conflit en résulterait;
     - des dépôts souterrains internationaux pourraient offrir une possibilité d'élimination géologique à des pays qui n'auraient pas de formation géologique convenable sur leur territoire, ou à des pays qui n'auraient que de faibles quantités de déchets radioactifs à gérer […]. Mais, outre que l'acceptation par le public en serait difficile jusqu'à ce que des dépôts aient pu fonctionner en faisant leurs preuves, cette politique aurait des effets contraires au but visé car elle affaiblirait les programmes nationaux de création de dépôts géologiques.
     L'AIEA poursuit par ailleurs plusieurs programmes coordonnés de recherche dans le domaine de la gestion des déchets radioactifs. Le plus important est le programme BIOMASS de modélisation de la biosphère, sur lequel la Commission reviendra dans un prochain rapport.
     Agence de l'Énergie Nucléaire (AEN) de l'Organisation de Coopération et de Développement Économique (OCDE)
     L'objectif général de l'AEN dans le domaine des déchets radioactifs est de contribuer à l'adoption de politiques et de pratiques sûres et efficaces, et de rapprocher les chercheurs en confrontant leurs résultats. Elle publie de nombreux documents facilement accessibles. L'AEN vient d'émettre un document de travail, "Travailler en laboratoire souterrain pour expérimenter, caractériser et démontrer", en instance de publication, dont quelques conclusions essentielles méritent d'être rapportées :
     - une attention croissante est attachée aux travaux en laboratoire souterrain :
     (a) destinés à recueillir les données nécessaires à la compréhension de processus couplés et à la validation de modèles complexes,
     (b) ayant pour but d'éprouver les modèles d'évaluation de performance,
     - les expériences de démonstration à l'échelle unité sont considérées comme devenant de plus en plus importantes,
     - les laboratoires souterrains doivent, dans les pays où cette exigence est exprimée, servir à la démonstration de la récupérabilité des déchets.
     Des "revues par des pairs" en particulier des revues d'évaluation d'analyses de sûreté sont conduites sous l'égide de l'AEN. En 1999-2000, la revue de l'étude de conception "H12" de JNC et la revue de l'évaluation de sûreté "SR-97" soumise par SKB ont été effectuées. La Commission reviendra, dans son prochain rapport, sur les enseignements à en tirer. On peut dès maintenant envisager de suivre une procédure comparable pour les solutions qui seront retenues, au terme des études d'avant-projet effectuées dans le cadre de la loi de 1991.
     L'OCDE a tenu, en mars 2000, une session technique sur la réversibilité dans les stockages, au cours de laquelle le Président de la Commission a exprimé les vues de celle-ci, dans l'esprit de synthèse a été émis par l'AEN.
     L'AEN joue un rôle déterminant dans la constitution des bases de données nucléaires et thermodynamiques. Le service "Banque de données" de l'AEN coordonne la constitution du fichier conjoint de données évaluées pour la mise en oeuvre de la fission et de la fusion (JEF), dont une nouvelle version est en préparation, comportant en particulier la sélection des données concernant les produits d'activation et de fission, la décroissance radioactive, etc. Également important pour les évaluations de sûreté des dépôts de déchets radioactifs est le projet de base de données thermodynamiques sur les espèces chimiques, dont la deuxième phase est en cours. 
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     Elle porte sur la mise à jour des données sur l'uranium, le plutonium, l'américium, le neptunium, et le technétium, l'étude de la complexation de ces radionucléides par des ligands organiques simples, la revue des données thermodynamiques relatives aux composés inorganiques du sélénium, du nickel et du zirconium. Un membre de la Commission participe à ces travaux.
     Relevons enfin que l'AEN a entrepris, en mai 1999, une étude intitulée : "Étude comparative des systèmes pilotés par des accélérateurs et des réacteurs rapides dans les cycles du combustible avancés", qui fait suite à une synthèse des travaux sur la séparation et la transmutation des actinides et des produits de fission, publiée en 1999. La nouvelle étude devrait durer deux ans, et la Commission en rapportera, le moment venu, les principales conclusions.

     8.1.2 La situation des recherches et les réalisations dans quelques pays étrangers
     Il n'est pas possible pour la Commission, dans le cadre nécessairement limité de son rapport annuel, de faire état des recherches et réalisations dans tous les pays confrontés au problème de la gestion des déchets radioactifs à haute activité et à vie longue. Une sélection est donc faite en considérant le volume d'activité actuel des recherches et le franchissement d'étapes cruciales. La Commission pourra donc être conduite, dans ses prochains rapports, à présenter des développements plus importants sur la situation dans quelques pays (tels le Japon, la Belgique et la Suisse) où des développements remarquables se poursuivent.

États-Unis d'Amérique
     Un projet de loi (S 1287), comportant des dispositions pour la création d'une installation fédérale d'entreposage du combustible usé, voté par le Congrès pour amender la loi sur les déchets nucléaires de 1982, s'est heurté au veto présidentiel en avril 2000. Le projet de dépôt géologique à YUCCA MOUNTAIN est poursuivi suivant l'échéancier antérieurement fixé. Le rapport préliminaire d'impact du dépôt sur l'environnement a paru en juillet 1999. De nombreuses critiques ont été émises : l'autorité de sûreté a, notamment, critiqué la multiplication des options pour les différents éléments du projet. De plus, le rapport préliminaire d'impact compare l'effet de la réalisation d'un dépôt géologique à YUCCA MOUNTAIN sur l'environnement aux conséquences de l'abandon du projet, nécessitant l'entreposage des combustibles usés sur les sites des centrales. La comparaison qui tourne rapidement en un plaidoyer en faveur du projet, est critiquée fortement par les opposants.
     Le DOE poursuit l'étude de conception du dépôt, qui est parvenue au stade de sélection des options, dit "Licence Application Design Selection Study" (LADS). Un exposé des options actuellement proposées, et l'avis émis par le Comité de critique institué par la loi fédérale pour évaluer les études, est reporté en section 8.2 ci-après.
     A la suite de l'Autorité de sûreté (Nuclear Regulatory Commission - NRC) qui a publié un projet de règles cohérent avec les recommandations de l'Académie nationale des sciences, le Ministère de l'Énergie (DOE) a, le 30 novembre 1999, soumis à commentaires, préalablement à leur adoption, de nouveaux critères pour l'évaluation de la faisabilité du dépôt géologique de YUCCA MOUNTAIN. Cette évaluation repose sur l'application d'une méthode de détermination du fonctionnement du système complet du dépôt, ne prenant en compte que les événements dont la probabilité de survenir au cours d'une année parmi les 10 000 prochaines années est au moins égale à 1/10 000. Les règles et critères de la NRC et du DOE sont présentement en phase de révision finale.
     La NRC a par ailleurs préparé en collaboration avec l'Autorité de sûreté suédoise (SKI), et publié en 1999 un "livre blanc" sur la stratégie de validation des modèles.

suite:
     En raison des difficultés éprouvées par le DOE, qui n'est pas en mesure de recevoir le combustible usé des centrales, plusieurs industriels se sont associés pour concevoir une installation centrale d'entreposage à sec en emballages, qui s'ajouterait aux installations similaires réalisées sur les sites de plusieurs centrales. Les études des emballages d'entreposage de combustible, dont l'emploi se généralise, doivent désormais prendre en compte l'élévation des taux de combustion.
     L'état du Nouveau-Mexique a accordé au DOE, le 27 octobre 1999, au titre de la loi "Resource, Conservation and Recovery Act", le permis définitif lui permettant d'envoyer vers le dépôt géologique souterrain "Waste Isolation Pilot Plant" (WIPP), qui a reçu les premiers déchets le 26 mars 1999, l'ensemble de ses déchets d'origine militaire, y compris les déchets mixtes, contenant tant des toxiques chimiques que des déchets radioactifs proprement dits. Mais les conditions astreignantes auxquels le permis définitif est soumis ont entraîné la suspension d'envois de colis de déchets, dont la reprise n'a pu avoir lieu que le 10 mars 2000: c'est depuis cette date que le premier dépôt géologique souterrain de déchets radioactifs à vie longue est pleinement opérationnel.
     Le rapport d'étude sur le développement de la technologie de transmutation des déchets, dit rapport "Roadmap", a été remis en octobre 1999 au Congrès américain, qui a voté 9 millions de dollars de crédits pour poursuivre les recherches sur cette filière. Les principales conclusions de ce rapport sont résumées dans la section ci-après. En raison de la disproportion entre les perspectives d'allocation de crédits budgétaires, et les besoins exprimés par le rapport du DOE, il semble bien que les développements technologiques proposés ne puissent être effectués que dans le cadre d'une coopération internationale.

Royaume-Uni
     Une réflexion d'ordre politique sur la gestion des déchets radioactifs se poursuit :
     - le gouvernement a répondu en octobre 1999 au rapport du Comité des sciences et de la technologie de la Chambre des Lords, et publiera prochainement un document de consultation sur sa politique future de gestion des déchets radioactifs;
     - le rapport d'une conférence de consensus sur ce thème, tenue à la fin du mois de mai 1999, a été publié, qui conclut à la nécessité du stockage en profondeur, à condition qu'il soit réversible.

Confédération helvétique
     L'installation dite "Zwilag" d'entreposage de toutes catégories de déchets radioactifs, implantée à Würrenlingen devrait recevoir les premiers colis de déchets en juin 2000, à commencer par des assemblages irradiés en provenance de la centrale de Leibstadt et des résidus vitrifiés renvoyés par l'usine de La Hague de COGEMA.
     La recherche relative au stockage des déchets en formation géologique profonde s'ordonne en considération de l'alternative : stockage dans un massif de granite, stockage dans une couche d'argile à Opalinus. Des expérimentations se poursuivent, en coopération avec des organismes étrangers, dans les laboratoires souterrains de Grimsel (phase V) et Mont-Terri.
     Dans la perspective d'une révision de la loi nucléaire et d'une reprise du projet de stockage de Wellenberg, le gouvernement de la Confédération (ministre en charge de l'énergie) a constitué un groupe d'experts (EKRA : "Expertengruppe Entsrgungskonzepte Radioaktive Abfälle") pour évaluer les options de gestion à long terme des déchets. Le groupe d'experts conclut, en résumé, au besoin de viser un objectif final de stockage géologique, qui doit passer par une phase "d'entreposage géologique surveillé de longue durée", premier pas vers un système entièrement passif d'élimination géologique. Une présentation plus détaillée des conclusions du groupe EKRA est donnée dans le paragraphe 8.2.4.
     Le projet de loi nucléaire nouvelle devrait donc reposer sur le concept d'élimination géologique des déchets.

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Espagne
     Le 5ème Plan Général de Déchets Radioactifs a été adopté par le Gouvernement espagnol le 31 juillet 1999. Ce nouveau Plan modifie d'une façon significative l'approche et les échéances associées à la gestion du combustible irradié et des déchets de haute activité. Il établit qu'aucune décision de solution définitive au problème du combustible irradié et des déchets de haute activité ne sera prise avant la fin de 2010, et il souligne la nécessité de disposer d'une installation d'entreposage temporaire intermédiaire, centralisée, pour ces déchets à cette échéance. Cette installation devrait servir, non seulement, à entreposer le combustible usé dans le cadre du déclassement des centrales nucléaires, mais aussi à recevoir divers déchets et autres matériaux non admissibles à l'installation de stockage en surface des déchets à vie courte.
     Les points les plus importants de la stratégie proposée pour les prochaines années sont les suivants :
     - Même si aucune nouvelle étude géologique ne sera réalisée avant que ne soit prise la décision finale, les données géologiques existantes seront mises en forme afin de les utiliser dans la définition de critères de sûreté d'une installation de stockage géologique profond.
     - Les projets conceptuels pour le stockage géologique profond dans le granite, l'argile ou le sel, non spécifique à un site, seront modifiés pour introduire le critère de récupérabilité.
     - La définition de critères de sûreté des stockages géologiques profonds continuera à être affinée, en y intégrant des informations géologiques, des concepts de stockage et des données de recherche et développement. L'examen du projet d'évaluation de performance d'un stockage géologique "ENRESA-2000 " conduit par l'agence nationale de gestion des déchets radioactifs (ENRESA) permettra d'obtenir des indications quantitatives sur l'évolution du stockage, pour orienter les activités de Recherche et Développement et optimiser le dimensionnement de l'installation. Ces exercices intégreront les possibles impacts apportés par les nouvelles technologies de séparation et transmutation.
     - La collaboration internationale sera intensifiée, à travers le 5ème Programme Cadre de R&D de l'Union Européenne et les accords bilatéraux avec d'autres organismes, pour poursuivre la recherche sur les laboratoires souterrains et participer dans les projets P-T internationaux.

Suède
     La tranche 1 de la Centrale de Barsebäck a été mise à l'arrêt définitif en novembre 1999, en application de la loi du 10 juin 1997 et de la décision gouvernementale du 5 février 1998.
     L'entreprise chargée de la gestion des déchets radioactifs, SKB, a présenté, en décembre 1999, à l'Autorité de sûreté (SKI) et à l'Autorité de sécurité sanitaire (SSI) l'analyse de sûreté à long terme de la méthode dite "KBS-3" d'élimination géologique du combustible irradié. Cette analyse de sûreté, nommée SR 97, est soumise à une revue internationale sous l'égide de l'AEN de l'OCDE. Une analyse préliminaire de la sûreté de dépôts géologiques d'autres espèces de déchets a été aussi effectuée;
     Des études de faisabilité d'implantation d'un dépôt géologique souterrain sont en cours dans six communes.
     Dans le laboratoire souterrain d'Äspö, dont la réalisation a commencé en 1990 et l'exploitation en 1995, des expérimentations sont en cours pour valider des modèles de fonctionnement de la barrière géologique et pour prouver, en vraie grandeur, la faisabilité des dispositions prévues pour le stockage du combustible irradié et l'efficacité des barrières ouvragées.
     Un laboratoire de développement sur maquette en vraie grandeur du procédé de conteneurage du combustible irradié est exploité à Oskarshamn depuis 1998; ses équipements (machines de soudage, par faisceau d'électrons, du bouchon du conteneur en cuivre; banc de contrôle du joint soudé) sont maintenant opérationnels, et les essais de développement sont en cours.
     Les travaux pour un accroissement de la capacité de l'installation d'entreposage intermédiaire du combustible usé (CLAB) sont aussi en cours.
     La Commission s'est rendue en Suède du 2 au 5 avril 2000, et ses observations sont plus complètement rapportées dans le paragraphe 8.2.2.

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Finlande
     En application de la loi nucléaire de 1987, l'entreprise responsable de la gestion des déchets radioactifs (POSIVA Oy) a soumis en mai 1999 au ministre chargé du commerce et de l'industrie le rapport d'étude d'impact sur l'environnement d'un dépôt géologique de combustible usé, et a sollicité une "décision de principe" du gouvernement pour la création d'un tel dépôt sur le territoire de la commune d'Eurajoki, voisine de la centrale nucléaire d'Olkiluoto. Ce site a fait l'objet d'investigations approfondies depuis la surface.
     En janvier 2000, le conseil municipal d'Eurajoki s'est prononcé favorablement sur la demande exprimée par POSIVA.
     L'étude d'impact, et l'analyse préliminaire de sûreté associée (dite "TILA 99") ont été examinées par l'Autorité de Sûreté (STUK) qui s'est prononcée favorablement en janvier 2000.
     Les travaux d'accroissement des capacités des installations d'entreposage intermédiaire complémentaires de combustible usé des centrales nucléaires d'Olkiluoto et de Loviisa sont respectivement achevés pour la première, et en voie d'achèvement pour la seconde.
     La Commission s'est rendue en Finlande du 6 au 7 avril 2000, et ses observations sont plus complètement rapportées dans le paragraphe 8.2.2.

8.2 AVANCÉES SCIENTIFIQUES ET TECHNIQUES - RÉFLEXIONS COLLECTIVES
8.2.1 Axe 1 : Séparation, transmutation
     Les recherches sur la transmutation sont menées aux USA par le Department of Energie (DOE), qui a remis au Congrès un rapport en octobre 1999, au Japon, dans le cadre du programme OMEGA, et en Europe. Les progrès des recherches effectuées au Japon sont en cours d'évaluation par le MITI, et la Commission exposera leur situation dans son prochain rapport, après avoir pris connaissance de l'évaluation japonaise.
     Des recherches sur les procédés de séparation poussée par voie aqueuse ont été effectuées dans le passé, aux États-Unis : les recherches sont désormais poursuivies au Japon, où sont étudiées des améliorations de procédés américains, et également en Russie et en Europe (dans le cadre de NEWPART, jusqu'en 1999). Les résultats des recherches européennes sont intégrés aux recherches du CEA, et sont donc rapportés au § 5.1.4 du présent rapport. Les recherches aux USA portent désormais sur les procédés pyrochimiques, qui font l'objet de recherches en France (voir §5.1.5), en Grande-Bretagne, au Japon et en Russie.
     A) Rapport "Roadmap"
     Le ministère américain de l'Énergie (DOE) a préparé, à la demande du Congrès des États-Unis d'Amérique, une "carte routière" (roadmap) du développement de la technologie de transmutation des déchets radioactifs par système comportant un accélérateur.
     L'étude effectuée diffère des études habituelles de planification en ceci qu'elle rassemble de nombreux éléments variés d'information et d'évaluation avant même le début des activités de planification.
     Le DOE a ainsi défini un programme scientifique de R&D sur six années, pour aborder les questions techniques clés :
o la durée de vie des matériaux et équipements,
o la fiabilité des équipements
o les taux de séparation et de transmutation,
o l'évaluation des quantités de radionucléides engendrés au cours des opérations, y compris les produits de spallation.
     Un programme de R&D pour répondre aux questions clés a été défini :
o trois premières années : études de définition des systèmes pour justifier les principaux choix techniques, études socio-politiques;
o quatrième à huitième années : réaliser une étude d'avant-projet préliminaire, établir le programme détaillé de R&D. Les décisions principales à prendre avant la fin de cette phase sont les suivantes:
- décision sur la faisabilité,

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     - sélection des matériaux de la fenêtre et de la cible de spallation, choix de la matrice combustible et du réfrigérant, conditionnement des déchets,
     - sélection des procédés de traitement du combustible usé,
     - choix des équipements de l'accélérateur; définition de sa fiabilité,
     - choix d'un scénario de démonstration.
     Au cours des années suivantes, le programme de recherche et développement devrait être réalisé avec les objectifs suivants:
o année 15 : prototype de démonstration, comparant un accélérateur à pleine puissance (utilisé à puissance réduite), une cible capable de la pleine puissance, et un réacteur de faible puissance (30 MWth);
o année 23 : prototype de démonstration à demi-puissance sur réacteur de pleine puissance (Unités de fabrication et de traitement du combustible opérationnelles);
o année 29 : prototype de démonstration complète à pleine puissance;
     Sept conclusions ont été tirées de l'étude "roadmap", qui peuvent être ainsi résumées :
     1. Un dépôt géologique est un élément essentiel du cycle du combustible nucléaire, que celui-ci comporte, ou non, un système de transmutation avec accélérateur.
     2. La mise en oeuvre d'un système à accélérateur pour traiter le combustible irradié des réacteurs électronucléaires réduirait la contribution à l'effet radiologique du projet de dépôt de Yucca Mountain (d'un facteur 10 pour l'exposition radiologique la plus élevée). Le volume des colis de déchets ne serait que faiblement réduit, alors que l'inventaire des matières fissiles le serait d'un facteur 1000.
     3. Le coût du programme de R&D serait de l'ordre de 11 milliards de dollars US.
     4. La mise en oeuvre industrielle du système ne peut être prévue qu'avec de grandes incertitudes, compte tenu de sa durée. Une bonne partie des dépenses consenties pourrait être compensée par la vente de l'électricité récupérée*.(*De l'avis de la Commission, cette assertion devrait être profondément discutée).
     5. Des bénéfices accessoires sont à attendre, qui résulteraient, en particulier, de la possibilité de participer à des programmes de sûreté, de non-prolifération, de gestion des déchets.
     6. Un effort coopératif international de recherche et de développement est hautement souhaitable, pour réduire coûts et délais.
     7. Un programme de recherche scientifique et technologique serait souhaitable pour accroître les connaissances de base nécessaires au développement du système de transmutation avec accélérateur.

     B) Transmutation et séparation : l'état de l'art après le 4ème programme commun de recherche de l'Union européenne
     Au cours des cinq dernières années, plusieurs études de scénarios de transmutation ont été effectuées, qui ont été présentées au congrès EURADWASTE, en novembre 1999 à Luxembourg. Par ailleurs, un exercice comparatif international a été réalisé sous l'égide de l'OCDE, qui en a publié le rapport en février 2000, complétant les travaux du groupe d'experts sur la séparation et la transmutation, dont les conclusions ont été publiées par l'OCDE en 1999.
     Les calculs effectués sur la transmutation dans les réacteurs à eau légère donnent des résultats cohérents. L'accord entre les calculs réalisés pour simuler la transmutation dans les réacteurs surgénérateurs à neutrons rapides est un peu moins bon, mais néanmoins très satisfaisant. Les résultats des calculs des caractéristiques neutroniques principales des systèmes à accélérateurs sont discordants : des investigations supplémentaires sont nécessaires pour expliquer les écarts observés.
     Ces développements sont actuellement repris, et le CEA approfondit les études de scénarios présentées au § 5.2.5. Les résultats principaux acquis dans le cadre coopératif européen se résument ainsi :
     - la transmutation de l'américium 241 en réacteur à neutrons thermiques permet une élimination des trois-quarts de ce radionucléide en un cycle, par conversion principalement en plutonium 238 et en curium 244, et de façon secondaire (13%) par fission. Au total, la période radioactive moyenne des radionucléides résultant de l'opération est moindre que celle de l'américium,
     - la transmutation du neptunium 237 (période : 2 million d'années) en réacteur à neutrons thermiques conduit essentiellement à la formation de plutonium 238 (période : 88 ans),
     - la transmutation en réacteurs à neutrons rapides est bien plus intéressante qu'en réacteurs à eau légère, car les taux de fission de l'américium et du neptunium y sont environ trois fois plus élevés. Mais il faut procéder à un multirecyclage pour une élimination suffisamment complète.

suite:
     La transmutation en réacteurs à neutrons thermiques permet donc de réduire la durée de vie moyenne des radionucléides radiotoxiques, mais l'avantage à long terme qui en résulte est contrebalancé par la nécessité de gérer des radionucléides (238Pu, 244Cm) de forte activité spécifique, très gênants.
     Il est possible, en réacteurs à neutrons rapides, de parvenir, sous certaines conditions, à transmuter 98% de l'américium en 30 ans, et de diviser par 16 la quantité de 237Np, en trois cycles. En pratique, le recyclage des actinides mineurs dans les réacteurs à eau légère ne peut constituer qu'une solution d'attente.
     Les réacteurs à neutrons rapides pourraient, par ailleurs être utilisés pour la transmutation de certains produits de fission à vie longue.

     C) Séparation poussée : situation des recherches au Japon et en Russie
     Les recherches sont orientées, au Japon comme en Russie, vers des améliorations du procédé hydrométallurgique TRUEX pour la séparation conjointe de l'américium et du curium, des lanthanides.
     Le procédé, développé aux USA (Argonne National Laboratory) de 1980 à 1994, qui repose sur les capacités extractives d'une molécule organophosphorée complexe, présentait un certain nombre d'inconvénients : nécessité d'un complexant pour récupérer uranium et plutonium, nécessité de purifier fréquemment le solvant, entraînant une forte production de déchets secondaires. Les chercheurs de JNC (Japon Nuclear Cycle Development Institute) ont depuis plusieurs années proposé des améliorations du procédé, par emploi de nouveaux réactifs de désextraction des actinides et de régénération du solvant, ainsi qu'une méthode électrochimique de destruction du solvant devenu déchet. Les récents essais pratiqués sur concentrats issus du retraitement de combustibles irradiés montrent le succès de cet effort de longue haleine.
     Les chercheurs russes ont aussi oeuvré pour l'amélioration du procédé TRUEX, notamment en proposant un nouveau diluant (Fluoropol-732) de la même molécule organophosphorée qui est au coeur du procédé. Cette substitution, ainsi que l'emploi d'acide acétohydroxamique pour extraire les ions gênants, paraissent très prometteurs, et leur effet favorable aurait été confirmé lors d'essais récents sur des solutions provenant d'opérations industrielles de retraitement.
     Des procédés de séparation des actinides et des lanthanides sont aussi étudiés en Russie, mais les avancées de principe faites à ce jour ne paraissent pas suivies de progrès notables.

     D) Procédés pyrochimiques de séparation
     La maîtrise de la technologie et des procédés pour un traitement pyrochimiques des combustibles nucléaires (cf § 5.1.5) est approchée dans trois pays : États-Unis, Russie et Japon. Le Royaume-Uni a aussi engagé un programme d'une ampleur notable.
     Aux États-Unis, l'installation de traitement du combustible du réacteur à neutrons rapides EBR-II à combustible métallique, qu'un représentant de la Commission a pu visiter, a traité près de deux tonnes de combustible. Le procédé utilisé consiste à récupérer l'uranium par électrolyse de chlorures fondus, et à confiner les autres éléments dans un déchet. Le conditionnement final de ce déchet n'est pas encore effectué, mais le succès de la campagne de traitement (1995-2000), dont le but était d'isoler l'uranium, permet d'envisager d'étendre l'application du procédé à d'autres séparations. De volumineux déchets secondaires résultent de la campagne achevée : cet inconvénient serait peut être moindre pour une installation industrielle. Les recherches en cours ont pour but de confirmer son applicabilité à la séparation du plutonium et des actinides mineurs pour les besoins du cycle du combustible des systèmes de transmutation avec accélérateur.
     L'Institut RIAR de DIMITROVGRAD, en Russie, a une longue expérience du traitement pyrochimique qu'il applique au traitement de combustibles oxydes pour aboutir à la fabrication de combustibles oxydes vibro-compactés. Une installation-pilote est en fonctionnement, dont la capacité de traitement est de quelques kilogrammes par jour.
     Des expériences de laboratoire pour des études de base sont effectuées au Japon, où le programme de pyrochimie par électrométallurgie en chlorures fondus (séparation de l'uranium et du plutonium) et par extraction réductive par le lithium pour la séparation des actinides mineurs est destiné à étudier la faisabilité de nouvelles options pour le cycle du combustible.
     Au Royaume-Uni, un programme expérimental de trois ans (2000-2003) est engagé, qui fait suite à une phase de veille scientifique. Un électrolyseur pyro-électrométallurgique entre en opération, où des matières fissiles pourront être traitées, et un centre de technologie est en construction.

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