IEER Énergie et Sécurité No. 2

Le retraitement et l'environnement

Frans Berkhout


Les justifications écologiques en faveur du retraitement ont commencé à être développées au cours des années 70 au moment o ù les justifications stratégiques pour le retraitement commençaient à être mises en question. Vu la médiocrité du contrôle des émissions radioactives (gazeuses et liquides) effectué par le passé par les usines de retraitement, cet argument est difficile à défendre. Dans cet encadré nous passons uniquement en revue la comparaison écologique entre l'option stockage-évacuation directe et l'option retraitement. Deux affirmations ont été faites:

  • des quantités réduites de déchets seraient produites lors du retraitement, et
  • la toxicité des effluents du retraitement est moindre que celle du combustible irradié

Quantités réduites des déchets

Les compagnies de retraitement européennes ont fait de gros efforts pour réduire le volume des effluents de faible et moyenne activité, en les réduisant par 3 depuis les 15 dernières années.1 Néanmoins, même aujourd'hui la totalité du volume des déchets retraités, conditionnés et emballés, est d'environ 20 m3/tML alors que le volume du combustible irradié, conditionné et emballé, est d'environ 2 m3/tML.2 Bien que le volume des déchets vitrifiés à haute activité résultant du retraitement soit moindre que le volume du combustible irradié, les déchets de moyenne activité doivent être aussi enfouis dans des formations géologiques, cela augmente considérablement la totalité des volumes de déchets dans ces formations géologiques résultant du retraitement. Cogéma et BNFL3 ont annoncé encore plus de réductions de volume à l'avenir. Cependant leurs chiffres continuent d'ignorer les déchets de faible activité qui comptent pour environ la moitié des coûts totaux de la gestion du retraitement des déchets et de l'évacuation.

Quels sont les avantages de la réduction des volumes? Ils réduisent manifestement les frais d'entreposage et de transport, mais les avantages concernant la sûreté de l'enfouissement dans des couches géologiques sont moins évidents. L'établissement de plans et le fonctionnement d'un dépôt d'enfouissement dépendent en grande partie de la quantité de chaleur produite par les déchets placés en son sein. Bien que les déchets vitrifiés de haute activité dégagent un peu moins de chaleur puisqu'ils ne contiennent pas de plutonium, cela n'a pas d'effet sur les plans de fonctionnement de l'entreposage des déchets ou du site géologique. De plus, le dégagement de chaleur de la décroissance radioactive dû aux actinides dans le combustible MOX irradié est dix fois plus important que pour le combustible à l'uranium irradié.

Toxicité réduite

Un index général de toxicité est souvent employé par les entreprises de retraitement pour prouver que l'extraction du plutonium des effluents à haute activité améliore la sûreté à long terme du site géologique. Cependant des évaluations de sûreté pour divers plans de fonctionnement de dépôt et d'environnements géologiques démontrent que le combustible irradié peut, en principe, être évacué aussi sûrement que les déchets vitrifiés à haute activité du retraitement. Le concept allemand de site géologique présume, par exemple, que le combustible irradié et les déchets vitrifiés à haute activité seront entreposés dans le même site géologique. Le combustible irradié est une matrice, au moins aussi bonne que le verre, pour les produits de fission et les actinides, et de nouvelles recherches sur les déchets immobilisés dans de la céramique suggèrent que celle ci est même plus efficace.4

Les évaluations de sûreté des sites géologiques démontrent que la sûreté à long terme dépend de leur capacité à retenir les éléments radioactifs. Des études sur l'immobilisation du plutonium suggèrent que, dans la plupart des cas, il ne sera pas transporté loin du site géologique. Ainsi l'extraction du plutonium ne conduit pas à une grande amélioration de la sûreté à long terme qui dépend plus de la prédominance de nucléides tels le neptunium-237, le technécium-99, et l'iode-129. Ces nucléides se trouvent en même quantité dans le combustible irradié et les déchets du retraitement.


L'industrie internationale du retraitement civil
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L'Institut pour la Recherche sur l'Énergie et l'Environnement

Comments to Outreach Coordinator: ieer@ieer.org
Takoma Park, Maryland, USA

February, 1998


  1. Cogéma, "Reprocessing-Recycling: le Industrial Stakes", présenté à Bonn, mai 1995
  2. G. Kessler, "Direct Disposal Versus Multiple Recycling of Plutonium", document présenté à la rencontre allemande RSK/japonais NSC à Tokyo en novembre 1992.
  3. BNFL, British Nuclear Fuels Limited, compagnie britannique des combustibles nucléaires.
  4. W.Lutze and E.C. Ewing (eds), Radioactive Waste Forms for the Future, North Holland, Amsterdam, 1988.