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En 1996, le Conseil national de recherche de l'Académie nationale des sciences américaine a publié un rapport très détaillé sur la gestion des déchets nucléaires sous le titre: Nuclear Wastes: Technologies for Separations and Transmutation.1 L'objet de ce rapport était d'examiner les techniques, actuelles aussi bien que nouvelles, pour séparer les radioélements de longue durée de vie, comme le plutonium-239 et l'iode-129, du combustible irradié et du retraitement des déchets à très haute activité et pour les transmuter dans divers réacteurs nucléaires en radioélements de durée de vie plus courte.
Le combustible irradié provenant du réacteur le plus répandu (le réacteur à eau ordinaire) contient environ 94 % d'uranium, 5 % de produits de fission très radioactifs (quelques uns d'entre eux ont une très longue durée de vie), presque un pour cent de plutonium et autres transuraniens comme le neptunium et l'américium. Les produits de fission à vie longue comme l'iode-129 et les éléments lourds à vie longue comme le plutonium-239 peuvent être convertis en radioéléments de courte durée de vie quand ils sont bombardés avec une variété de neutrons dans des réacteurs nucléaires. Cette méthode est la transmutation. (Il est à noter que la transmutation par la fission est responsable de la production d'énergie nucléaire, en premier lieu.) Les partisans de la transmutation maintiennent qu'elle pourrait éviter la construction d'un dépôt en couche géologique profonde. Pour pouvoir utiliser des réacteurs nucléaires (soit déjà en service, soit de type nouveau) pour transmuter des radioéléments de vie longue en radioéléments de vie courte, il est d'abord nécessaire de séparer les radioéléments de vie longue du combustible irradié. Donc, la réussite d'une gestion des déchets de ce genre, nécessite des technologies de séparation et de transmutation. Le rapport examine les aspects techniques et économiques de ces technologies. L'étude du Conseil national de recherche a été motivée, en partie, par la nécessité d'une évaluation indépendante des affirmations avancées par le Département de l'énergie américain et de ses sous-traitants, General Electric et Argonne National Laboratory, qui déclarent que le réacteur à métal liquide de type avancé et la technologie de retraitement qui l'accompagne, appelée le procédé électrométallurgique, pourraient dramatiquement réduire la quantité de déchets radioactifs de vie longue qui ont besoin d'être gérés et évacués. Cette étude examine l'éventualité d'une combinaison de technologies de séparation qui pourrait convertir des quantités suffisantes (pratiquement la totalité?) de radioéléments de longue durée en radioéléments de courte durée qui pourraient être entreposés jusqu'à la diminution de leur radioactivité à des niveaux très faibles. Cette étude a conclu que les technologies actuelles ne pourraient pas parvenir à cet objectif, parce que des radioéléments de vie longue resteraient, quelles que soient les circonstances, en quantité suffisante pour nécessiter la construction d'un dépôt géologique. De plus, cela prendra des centaines d'années pour réduire la radioactivité de ces transuraniens transmutés d'un facteur dix, et des milliers d'années pour la réduire d'un facteur cent. Les technologies toujours en cours de développement, comme par exemple le réacteur sous-critique relié à une source d'accélération de neutrons, proposées par le Los Alamos National Laboratory,2 prendraient longtemps pour leur réalisation et il n'est même pas sûr qu'elles puissent être commercialisées. Même dans le cas contraire, il est "improbable" que le degré de séparation très poussé nécessaire pour obtenir la transmutation de pratiquement tous les radioéléments de vie longue puisse être obtenu. L'étude fournit des estimations basées sur l'expérience européenne sur ce que coûterait la construction et l'exploitation d'une nouvelle usine de retraitement aux États-Unis. L'étude signale que les coûts de retraitement pour les usines déjà en service (THORP en Angleterre et La Hague en France) seraient de $600 à $1400 du kilo de métal lourd. Ces frais se rapportent au retraitement du combustible irradié d'un premier chargement d'un combustible à l'uranium neuf. Une alimentation des réacteurs en combustible recyclé d'uranium ou de plutonium entraînerait des coûts de retraînerait plus élevés. Les procédés qu'il faudrait ajouter pour réduire au minimum les pertes en cours d'exploitation de matières radioactives lors du retraitement créeraient une dépense supplémentaire. Finalement, l'étude rejette l'affirmation de Argonne National Laboratory selon laquelle les coûts de la méthode de retraitement électrométallurgique seraient d'environ $350 du kilo de métal lourd, ou seulement environ un sixième du coût d'une usine privée PUREX. Les expériences passées indiquent que les estimations de coûts initiales augmenteront probablement en même temps que la technologie se développe. Le rapport cite une estimation indépendante qui détermine que le coût serait 57 % plus élevé que le procédé PUREX. En résumé, l'étude conclue qu'aucune technologie de séparation et de transmutation ne pourrait éviter un programme d'enfouissement, qui restera indispensable pour la gestion des déchets des réacteurs en service.
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Énergie et Sécurité No. 3
Énergie et Sécurité
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L'Institut pour la Recherche sur l'Énergie et l'Environnementjanvier, 1998
1 Il peut être obtenu à la National Academy Press, Washington D.C., $79.95 plus frais d'envoi. Le sommaire du rapport se trouve sur la World Wide Web à http://www.nas.edu.
2 Les protons, dans les accélérateurs, s'écrasent à grande vitesse sur une cible de plomb et cassent les noyaux de plomb, libérant ainsi des neutrons.