A la fin de la Guerre froide, les États-Unis et la Russie ont à faire face à un problème inattendu et sans précédent: les surplus de plutonium et d'uranium hautement enrichi, les deux matériaux clés utilisés pour la fabrication des armes nucléaires. Des deux, l'uranium est, en principe, un moindre problème puisqu'il peut être transformé, par dilution, en uranium faiblement enrichi, lequel est largement utilisé dans les réacteurs nucléaires. En 1993, les États-Unis et la Russie ont signé un accord par lequel les États-Unis s'engageaient à acheter, sur une période de 20 ans, 500 tonnes d'uranium russe hautement enrichi, dilué en Russie pour le rendre utilisable comme combustible pour réacteurs. Bien que la mise en œuvre de cet accord ait été lente au départ, elle se fait maintenant au rythme convenu.

En revanche, la transformation du surplus de plutonium pour le rendre inutilisable pour la fabrication des armes nucléaires pose beaucoup plus de problèmes. Les États-Unis ont déclaré un surplus¹ , d'environ 50 tons (sur un total d'environ 100 tonnes), alors que la Russie n'a pas encore officiellement annoncé le sien. On estime le total de plutonium militaire russe à 130 tonnes, peut-être même plus.

Les États-Unis et la Russie ne sont pas d'accord sur la meilleure façon de gérer le surplus de plutonium militaire. Le Ministère russe à l'Energie atomique (Minatom) considère le plutonium comme une ressource énergétique de valeur, alors que l'opinion qui prévaut aux États-Unis considère (en dépit de certains désaccords qui existent encore), que le plutonium est un handicap en terme d'économie et de sécurité. Malgré leurs différences d'opinions, les États-Unis et la Russie collaborent depuis 1994 sur des méthodes d'évacuation de ce surplus de plutonium militaire. L'étude conjointe russo-américaine sur l'élimination du plutonium (Joint United States/Russian Plutonium Disposition Study), préparée par des équipes de scientifiques et de représentants de ces deux pays et publiée en septembre 1996, est un des résultats de cet effort commun.

Cette étude présente un certain nombre d'options, et reflète les accords et désaccords entre les gouvernements de ces deux pays. Les deux gouvernements sont d'accord sur le fait qu'il est très important de transformer, dans un délai raisonnable, le surplus de plutonium en une forme inutilisable pour les armes nucléaires. Dans ce rapport, les États-Unis et la Russie présentent quatre options communes. La Russie en présente, en plus, deux qui lui sont propres. Les quatre options présentées en commun sont:

1. l'utilisation sous forme de MOX dans des réacteurs à eau ordinaire ou lourde;
2. l'utilisation sous forme de MOX dans les surgénérateurs
;
3. l'immobilisation dans du verre ou de la céramique;
4. l'évacuation directe du plutonium en couche géologique.

(i) l'utilisation dans les réacteurs à haute température refroidis par gaz, et

(ii) l'utilisation dans des systèmes basés sur des accélérateurs.

Les deux premières options consistent à utiliser le plutonium dans le combustible des réacteurs. Le plutonium serait converti en oxyde, mélangé avec de l'oxyde d'uranium, et fabriqué en pastilles de combustible céramique (en abrégé combustible MOX). L'isotope d'uranium utilisé dans le MOX est l'uranium-238, qui n'est pas fissile. Les pastilles de MOX seraient ensuite placées dans des barres de combustibles et chargées dans les réacteurs comme substitut partiel ou complet du combustible à l'uranium actuellement utilisé. Ce dernier est enrichi en uranium-235 qui, lui, est fissile. Parmi les options à l'étude, le MOX (dans les réacteurs à eau ordinaire [REO] et les surgénérateurs) et l'immobilisation (le mélange du plutonium et avec du verre ou de la céramique) sont les deux technologies sérieusement considérées pour une mise en œuvre à court terme.

Cette étude conclut que les plus au point des technologies considérées sont celles qui mettent en œuvre "les options réacteur qui font appel à l'utilisation de réacteurs et des technologies pour la fabrication du MOX ayant fait leurs preuves." Les technologies d'immobilisation sont placées en deuxième position. Ce jugement se base en grande partie sur l'expérience européenne d'utilisation du MOX dans les REO, et l'expérience russe du développement du MOX pour les surgénérateurs. Cependant, un certain nombre de différences entre le plutonium civil (utilisé en Europe) et le plutonium militaire rendent ce jugement plus incertain. De plus, les décennies d'expérience européenne de vitrification (la méthode la plus développée d'immobilisation) des déchets radioactifs de haute activité semble ne pas avoir été prise en compte dans cette comparaison des technologies.

La fabrication du MOX²

Le MOX utilisant du plutonium de qualité militaire n'a jamais été fabriqué à échelle industrielle. Les usines de MOX en exploitation utilisent un oxyde de plutonium (appelé plutonium de qualité réacteur) provenant des usines qui retraitent du combustible usé des centrales nucléaires. Il y a cependant plusieurs importantes différences (voir La transformation de plutonium avec le temps). Les usines commerciales de retraitement utilisent un procédé qui a recours à une phase aqueuse (c'est-à-dire des acides et autres solvants) pour séparer le plutonium et l'uranium dans le combustible irradié des produits de fission, et l'un de l'autre. Le produit final est une poudre d'oxyde de plutonium qui peut être utilisée directement pour la production du MOX. La grosse partie du plutonium militaire, elle, est sous forme de métal dans des "cœurs" (pits). Ces "cœurs" contiennent aussi d'autres matériaux en petites quantités. De plus, aux États-Unis comme en Russie (et probablement dans d'autres états aussi dotés de l'arme nucléaire) le plutonium des armes est allié avec du gallium, jusqu'à un pour cent de celui-ci. Le gallium complique le procédé de fabrication du MOX et pour cette raison il doit être presque entièrement éliminé avant la fabrication du combustible. Donc, le plutonium militaire doit être purifié et converti en oxyde (pas nécessairement dans cet ordre) avant de pouvoir être utilisé. Par conséquent, la fabrication du MOX à partir de plutonium militaire fait appel à des étapes et des procédés qui ne sont pas nécessaires avec le plutonium provenant des centrales nucléaires.³

Les procédés utilisés à l'heure actuelle pour convertir le plutonium militaire en combustible d'alimentation adéquat pour les usines de fabrication de MOX utilisent une phase aqueuse semblable à celle du retraitement. Ces procédés génèrent des rejets liquides considérables (pour plus de détails sur le retraitement, voir E&S n^o.2). Les procédés qui pourraient être utilisés pour fabriquer l'oxyde de plutonium et éliminer le gallium n'en sont encore qu'au stade du laboratoire. Il faudra encore quatre ou cinq ans avant qu'ils n'atteignent l'échelle industrielle nécessaire à l'élimination du plutonium sous forme de MOX. Les U.S. ont fait part de leur intention d'utiliser le processus sec ARIES pour éliminer le gallium des cœurs, tandis que la Russie envisage surtout des méthodes de phase aqueuse et de sels fondus (elle y collabore avec la France).

Aux États-Unis, le MOX a été testé dans des REO dans les années 60 et 70, mais la fabrication de MOX ne s' est faite que dans de petites boîtes à gants. Si les U.S. décident de poursuivre l'option MOX, ils devront construire une nouvelle usine de fabrication du combustible ou compléter l'Installation pour l'examen des combustibles et matériaux à Hanford dans l état de Washington, dont la construction a commencé dans les années 70. Cette installation était destinée à la fabrication de combustible pour les surgénérateurs.

La Russie a une longue histoire de recherche et de développement du MOX pour les surgénérateurs mais, apparemment, Minatom n'avait pas envisagé d'utiliser du MOX dans les REO jusqu'à ce que le programme américain d'élimination du plutonium ne l'incite à considérer cette possibilité. (Pour plus d'information sur la fabrication de MOX russe, voir l'article situation et perspectives pour la production du combustible MOX en Russie.)

L'étude commune énumère de nombreuses précautions de sûreté, nécessaires à la fabrication du MOX comparativement au combustible à l'uranium. Le MOX émet des rayonnements gamma plus fort et beaucoup plus de neutrons que le combustible à l'uranium. Par conséquent, une installation, pour l'entreposage du combustible neuf sur le site, réservée exclusivement pour les conteneurs MOX, et un nouvel équipement pour le transport de combustible neuf seront peut-être nécessaires. La poussière produite pendant la fabrication du MOX est également une source d'inquiétude pour la santé des ouvriers en raison des dangers de l'inhalation du plutonium (voir l'article sur les effets sur la santé).

Les options réacteur à l'étude

Le temps qu'il faudra pour convertir, dans les réacteurs, le plutonium en combustible irradié inutilisable pour les armes dépend de plusieurs facteurs:

• le nombre, la taille, et le type de réacteurs utilisés;
• la puissance moyenne du réacteur;
• le pourcentage de plutonium dans le MOX;
• le pourcentage du cœur chargé en MOX.

Il faut noter qu'on s'attend à ce que toutes les options utilisant des réacteurs prennent beaucoup plus de temps que certaines options de vitrification pour atteindre l'objectif: amener le surplus de plutonium à une forme inutilisable pour les armes. De plus, les estimations initiales sur le temps nécessaire sont probablement sous-estimées. Les options qui impliquent la construction de réacteurs prendront certainement le plus de temps. Pour l'élimination du plutonium, la Russie envisage d'utiliser le MOX dans les surgénérateurs ainsi que dans les REO. Les États-Unis quant à eux, ont déclaré, en décembre 1996, qu'ils poursuivraient une stratégie sur deux fronts qui étudiera l'utilisation du MOX dans les REO et les options d'immobilisation qui ne nécessitent pas l'utilisation du plutonium comme combustible.⁴ Bien que les États-Unis aient contribué à la section du rapport qui étudie l'utilisation du MOX dans les surgénérateurs, ils ne s'engageront pas dans cette voie.

Les sections suivantes examinent les principales options de l'utilisation des REO et des projets russes d'utilisation du MOX dans les surgénérateurs.

Les réacteurs thermiques en service

Les États-Unis ont un grand nombre de réacteurs en service qui pourraient être chargés avec du MOX. Dix-huit compagnies d'électricité, offrant 38 réacteurs pour la consommation du MOX, ont manifesté leur intérêt au Département à l'énergie à un moment ou un autre. A l'heure actuelle toutes ces compagnies ne sont pas intéressées, mais la situation peut changer. Une procédure, en bonne et due forme, est en cours pour que les compagnies d'électricité développent des propositions et pour que la Commission de la réglementation nucléaire (NRC) les autorisent à utiliser du MOX (si elle détermine que les procédures d'autorisation sont valables).

Les options russes d'utilisation des réacteurs thermiques pour l'évacuation du plutonium sont plus limitées. Pour des raisons de sûreté, les réacteurs modérés par graphite (RMBK) et les petits réacteurs à eau ordinaire (VVER-440) ont été exclus. Seul les plus grands REO, les VVER-1000, pourraient être chargés avec du MOX, mais avec un chargement limité à 30 % du cœur (les deux tiers des crayons de combustible restant seraient du combustible à l'uranium faiblement enrichi). Cependant, un rapport de 1995 par l'Académie nationale des Sciences (NAS) note que même ces VVER-1000 "ne remplissent pas les normes de sécurité internationales" et pour cela doivent être mis à niveau avant d'utiliser du MOX. ⁵

Une difficulté supplémentaire vient du fait que les sept VVER-1000 russes en service ne pourront pas consommer les 50 tonnes de surplus de plutonium dans la période de 20 à 40 ans déterminée par les comités mixtes. Pour pouvoir mettre en œuvre une option REO, il faudrait achever la construction de trois réacteurs VVER-1000, à Kalinin et Rostov. Il a aussi été suggéré de charger onze réacteurs VVER-1000 ukrainiens avec du MOX en même temps que les réacteurs russes. D'autres mesures possibles pour réduire le temps nécessaire à l'évacuation du plutonium, comme, par exemple, la prolongation de la période d'exploitation des réacteurs au-delà des 30 ans prévus, le chargement de plus du tiers du cœur avec du MOX, l'augmentation de la teneur en plutonium dans le MOX (au-delà des 3,9 % actuellement prévus) poseraient des risques supplémentaires de sûreté qui n'ont pas été pris en compte d'une manière adéquate.

Même avec un chargement limité à un tiers du cœur, des modifications sur les VVER-1000 seront certainement nécessaires avant de pouvoir les alimenter avec du combustible au plutonium. Le rapport conjoint fait mention de plusieurs mesures possibles, la plupart concernant le maintien du contrôle du réacteur. Le calendrier donné dans le rapport suppose que le premier réacteur VVER-1000 serait prêt à être chargé avec du MOX en 2001, et l'évacuation (l'utilisation de 10 réacteurs avec un tiers du cœur en MOX ayant une teneur de 3,9 % de plutonium) serait achevée en 2028.(voir La pilotage de réacteur)

Les réacteurs "évolutionnaires"

Les États-Unis et la Russie examinent des projets pour utiliser de nouveaux modèles de réacteurs qui permettaient le chargement d'un cœur avec seulement du MOX , parce que les dispositions nécessaires ont été prises pour assurer un contrôle supplémentaire. Aux États-Unis, trois centrales (Système 80) de l'Arizona Public Services Company à Palo Verde pourraient être utilisées. La Russie envisage aussi de construire jusqu'à cinq VVER-640 (NP-500) réacteurs (l'instrumentation et les systèmes de contrôle seraient fournis par Siemens). Cependant, même si l'autorisation d'un chargement à 100 % avec du MOX était donnée, le pourcentage de plutonium dans le MOX serait certainement moindre. Il faudrait alors fabriquer plus de combustible MOX.. Il semble donc que les avantages de cette proposition, du point de vue de la rapidité d'évacuation, soient relativement minimes. Le rapport dit "qu'on pense" que les cœurs des VVER-640 pourraient être chargés à 100 % avec un MOX d'une teneur de 3,7 % de plutonium.⁶

Les réacteurs CANDU

Les réacteurs canadiens à eau lourde (les réacteurs "CANDU", qui utilisent de l'uranium naturel comme combustible et de l'eau lourde comme caloporteur et modérateur) constituent une troisième option prise en considération par les États-Unis et la Russie. Contrairement aux REO, qui sont périodiquement arrêtés pendant la recharge en combustible, ces réacteurs sont rechargés en continu.

Les réacteurs CANDU seraient chargés à 100 % avec du MOX. D'après l'Energie atomique du Canada, limitée (EACL), les cœurs des réacteurs CANDU peuvent utiliser, sans modifications, 100 % de MOX contenant 0,5 à 3 pour cent de plutonium. Il faudrait néanmoins de nouvelles autorisations parce qu'aucun réacteur CANDU n'est à présent autorisé à utiliser du MOX. Les réacteurs CANDU pourraient recevoir 100 % de MOX parce qu'ils ont l'espace nécessaire à des ailettes de contrôle (semblable aux barres de contrôle) supplémentaires qui pourraient être nécessaires.

Pour ce qui est du contrôle, il semble que l'utilisation du MOX dans les réacteurs CANDU présente un certain nombre d'avantages importants. La production d'énergie par unité de combustible serait plus grande avec du MOX qu'avec du combustible à l'uranium naturel. Avec des productions d'énergie plus élevées, le volume des déchets radioactifs de haute activité produit par ces réacteurs serait plus petit que celui maintenant produit par les réacteurs CANDU.

Malgré cela, les réacteurs CANDU ont aussi beaucoup de désavantages, comme par exemple la nécessité d'un transport international du MOX qui peut être chimiquement séparé relativement facilement en uranium et en plutonium utilisable pour les armes. Parce que les réacteurs CANDUS utilisent des petites grappes de combustible (parce qu'ils sont rechargés en continu), une sécurité plus grande contre le vol et le détournement du plutonium est nécessaire. L'utilisation des réacteurs CANDU nécessiterait peut-être la production d'un plus grand volume de MOX que l'utilisation des REO parce que le combustible contiendrait entre 1,5 et 2,7 % de plutonium9 contre les 2,5 à 6,8 % pour les REO (suivant le type de réacteur).⁸

Les réacteurs à neutrons rapides

Les États-Unis ont mis fin à leur programme de réacteurs à neutrons rapides (aussi appelés surgénérateurs) à cause de leur coût élevé et des dangers de la prolifération. Cependant, Minatom continue une recherche poussée sur les surgénérateurs. A présent, Minatom exploite un réacteur à neutrons rapides, le BN-600 à Beloyarsk, chargé avec du combustible à l'uranium hautement enrichi. Quatre réacteurs à neutrons rapides supplémentaires ont été prévus, trois à Maïak et un à Beloyarsk. La construction de deux de ces réacteurs avait été commencée (un à chaque site) dans les années 80, mais elle a été arrêtée au début des années 90 pour manque d'argent et pour raison à l'opposition écologique locale. Minatom a récemment annoncé son intention de relancer la construction et l'autorisation de ces projets est maintenant à l'étude mais le financement est toujours très incertain.

On peut éliminer du plutonium avec un réacteur à neutrons rapides en enlevant les couvertures fertiles autour du cœur, faisant ainsi passer le réacteur d'une production à une consommation de plutonium (bien que cela ne veuille pas dire que tout le plutonium est consommé, mais seulement qu'il y en a moins dans le combustible irradié que dans le combustible neuf). Bien sûr, un des problèmes posés par les surgénérateurs du point de vue de la prolifération est qu'on peut introduire une couverture d'uranium et l'utiliser pour fabriquer plus de plutonium, y compris de qualité militaire et de qualité "super".

Minatom propose de construire un BN-800 à Maïak pour l'évacuation du plutonium. Les BN-800 sont conçus pour accepter 100 % de MOX et le rapport indique qu'un réacteur BN-800 pourrait utiliser 1,6 tonnes de plutonium par an. L'évacuation de 50 tonnes de plutonium serait alors accomplie en 30 ans. Les BN-800 sont conçus pour accepter du MOX fabriqué avec du plutonium de qualité réacteur, mais, basé sur des calculs vieux de 20 ans, le rapport indique que l'utilisation du plutonium de qualité militaire ne changerait pas d'une façon importante le fonctionnement du réacteur. Il semble donc qu'une nouvelle évaluation indépendante soit nécessaire vu l'importance du sujet.

Minatom a aussi l'intention de finir la construction du deuxième BN-800 à Beloïarsk qui pourrait être alimenté avec du MOX contenant à peu près 30 tonnes de plutonium civil déjà séparé à l'usine de RT-1 à Maïak. Ce deuxième réacteur pourrait également servir de réserve pour l'évacuation du plutonium.

Le rapport déclare que le BN-600 en service pourrait être utilisé comme réacteur de démonstration pour l'utilisation du MOX dès l'an 2000. Ceci suppose un financement le plus tôt possible pour les usines de conversion et de fabrication. Cependant le BN-600 ne peut fonctionner qu'avec un cœur partiellement chargé en MOX, et le rapport dit qu'il faudrait faire des recherches supplémentaires sur la sûreté d'utilisation du MOX dans ce réacteur sans la présence de couvertures fertiles radiales. Ce réacteur pourrait consommer environ 0,5 tonnes de plutonium par an, soit environ 5 tons d'ici sa mise hors service en 2010.

L'évacuation dans les surgénérateurs pose un certain nombre d'autres risques au niveau de la sûreté et de la prolifération. Le MOX des surgénérateurs a une teneur en plutonium plus élevée que celui des REO. A cause de la teneur plus élevée dans le combustible, il y aurait également plus de plutonium dans le combustible irradié: à peu près 20 % d'après le rapport. Bien que Minatom déclare que le dossier de sûreté et écologique du BN-600 est "excellent", le rapport note qu'il y a eu environ 30 fuites de sodium durant les 14 premières années de fonctionnement. De plus, le retour d'expérience internationale avec les surgénérateurs n'a pas été très brillante. Les problèmes de fonctionnement, techniques et de sûreté, ont donné lieu à des arrêts permanents ou temporaires de réacteurs de ce genre aux États-Unis, au Japon et en France.

La sûreté des REO et les questions d'autorisation du MOX

La grande majorité des REO n'est pas conçue pour l'utilisation du plutonium comme combustible. Bien que le plutonium-239 et l'uranium-235 soient tous les deux des matériaux fissiles qui produisent des quantités d'énergie comparables par unité de poids, ils sont différents en tant que combustible pour les réacteurs. Ces différences affectent la sûreté du réacteur. Cet ensemble de préoccupations de base touche au pilotage du réacteur. La réaction en chaîne dans un réacteur doit être maintenue avec une extrême précision. Le contrôle est obtenu grâce à des grappes de contrôle faites, en général, de bore et (dans les REO) en ajoutant du bore dans l'eau. Les grappes de contrôle permettent la croissance et la décroissance de la puissance du réacteur ainsi que l'arrêt réglé du réacteur. Elles empêchent l'emballement des réacteurs qui pourrait résulter en accidents catastrophiques.

Il faut remarquer que, bien que tous les REO civils contiennent une certaine quantité de plutonium produite durant le fonctionnement du réacteur à partir de l'uranium-238 présent dans le combustible, la teneur en plutonium est d'environ un pour cent ou moins dans le cas d'une utilisation d'uranium faiblement enrichi. Quant le MOX est utilisé, la teneur en plutonium serait, à n'importe quel moment, considérablement plus élevée. C'est cette différence qui créé la plupart des problèmes de contrôle du réacteur.

Un changement de combustible peut affecter la capacité des grappes de contrôle à fournir le contrôle nécessaire au pilotage du réacteur et il est possible que des modifications du réacteur soient nécessaires avant qu'un nouveau combustible puisse être utilisé. Donc, un changement quelque peu important de combustible nécessite une nouvelle autorisation du réacteur.

Plusieurs différences entre l'utilisation du MOX et du combustible à l'uranium influencent la sûreté:

• Le taux de fission du plutonium a tendance à augmenter avec la température. Cela peut avoir un effet négatif sur le contrôle du réacteur et nécessiter des mesures compensatoires. Ce problème est plus important pour le MOX fabriqué avec du plutonium de qualité militaire que pour celui fabriqué avec du plutonium de qualité réacteur.
• Le contrôle du réacteur dépend de la petite fraction de neutrons émis quelques secondes à quelques minutes après la fission de l'uranium ou du plutonium (les neutrons retardés). La fission de l'uranium-235 produit environ 0,65 % de neutrons retardés, mais le plutonium n'en produit qu'environ 0,2 %. Il faut donc mettre en place des dispositifs pour accroître le contrôle si du combustible au plutonium est utilisé et si les niveaux de contrôle et de vitesse en place sont jugés insuffisants.
• Dans les réacteurs qui utilisent du plutonium les neutrons ont une énergie moyenne plus grande que ceux des réacteurs qui utilisent du combustible à l'uranium. Cela a pour conséquence d'accroître les dommages infligés par les radiations aux différents éléments du réacteur.
• Les neutrons ont une plus grand probabilité d'être capturé par le plutonium que par l'uranium. Il faut plus d'absorbants de neutrons pour contrôler le réacteur.
• En cas d'accident grave, la proportion plus forte de plutonium dans le combustible augmenterait la libération de plutonium et d'autres éléments transuraniens dans l'environnement.
• L'irradiation du MOX en réacteur produit de plus grandes quantités de transuraniens que celle du combustible à l'uranium, le MOX irradié dégage donc plus de chaleur.

En général, les questions concernant le pilotage du réacteur, en fonctionnement normal comme en cas d'urgence, sont les plus cruciales. La plupart des experts indépendants ont recommandé de limiter à un tiers environ le chargement de MOX dans les REO, à moins que le réacteur soit spécialement conçu pour recevoir un chargement à 100 % . Toutefois, l'utilisation partielle du MOX dans les cœurs pose des difficultés d'ordre pratique puisque le MOX est réparti au milieu du combustible à l'uranium. Les caractéristiques différentes du point de vue du contrôle, de l'irradiation et de l'énergie thermique donnent lieu à des conditions hétérogènes dans le réacteur qui peuvent compliquer le fonctionnement et le pilotage. Certains exploitants de réacteurs affirment qu'ils peuvent utiliser des cœurs complètement constitués de MOX sans avoir à modifier le réacteur ou les grappes de contrôle. Ces affirmations et leurs implications pour la sûreté doivent faire l'objet d'une vérification indépendante.

Les détails de la procédure d'autorisation aux États-Unis sont bien connus. C'est un processus compliqué et cher, avec une enquête d'utilité publique qui sera presque certainement litigieuse, comme le reconnaît le rapport commun. Cependant le rôle de Gosatomnadzor, l'agence russe de la réglementation nucléaire n'est pas encore clair, pas plus que la question de savoir si elle disposera de suffisamment de moyens pour assurer un processus d'autorisation sérieux. Gosatomnadzor n'a pas encore commencé à aborder les problèmes d'autorisation du MOX , et la participation du public dans ce processus reste un point d'interrogation. Le rapport ne donne pas de détail sur le processus russe d'autorisation mais dit seulement que "il est présumé que toutes les installations seront autorisées par les autorités nationales appropriées."

Le combustible MOX irradié

Le plutonium est à la fois produit et consommé quand le MOX est utilisé dans les réacteurs. Le MOX irradié contient plus de plutonium que le combustible classique irradié (le combustible irradié résultant du chargement d'un REO avec du combustible à l'uranium faiblement enrichi). La teneur typique en plutonium du combustible classique irradié des REO est à peu près de un pour cent à son déchargement du réacteur. La quantité résiduelle de plutonium dans le MOX irradié dépendrait de la teneur initiale en plutonium de celui-ci (le pourcentage de plutonium dans le combustible), de la durée de combustion du combustible et de la configuration dans laquelle le combustible est utilisé. Pour les réacteurs à eau ordinaire, le NAS calcule que le plutonium résiduel dans le combustible usé irait de 1,6 pour cent (pour un chargement limité à 30 % de MOX contenant 4 % de plutonium) à 4,9 % (pour un chargement total en MOX contenant 6,8 % de plutonium). Des teneurs allant de 2,5 à 6,8 % de plutonium ont été proposées.

L'évacuation en couches géologiques profondes du MOX irradié est compliquée non seulement par la concentration plus élevée de plutonium dans le MOX , mais aussi par les importantes quantités de transuraniens dans le combustible irradié. De ce fait, le MOX irradié dégage plus de chaleur que le combustible classique irradié. La présence de plus grandes quantités de transuraniens, comme l'américium-241, est aussi la cause de températures plus élevées et ralentit la décroissance thermique. Il est donc possible que l'évacuation du MOX irradié nécessite le réexamen de toute une série de questions, comme par exemple la modification des conteneurs pour le transport et l'évacuation, et la modification des châteaux pour le stockage du combustible irradié sur le site. Par exemple, les températures plus élevées risquent de poser des problèmes d'entreposage sur le site des réacteurs qui ont un espace limité dans leur piscine pour le combustible irradié. Ces températures plus élevées risquent aussi de nécessiter plus de place dans le dépôt géologique profond, à moins qu'un dépôt soit conçu pour accepter du combustible dégageant plus de chaleur et supporter des températures plus élevées. Une demande d'espace supplémentaire s'accompagnerait de frais d'évacuation plus élevés. De plus, si la quantité résiduelle de gallium dans le MOX irradié est trop importante, la gaine du combustible usé pourrait se détériorer. Cela pourrait poser de nouveaux problèmes pour évaluer l'adéquation du site d'évacuation, et poser de plus grands risques de contamination de la nappe phréatique. La concentration de gallium qui pourrait avoir un effet négatif sur l'intégrité du combustible irradié n'est pas connue avec certitude.

Les différences entre le MOX irradié et le combustible à l'uranium irradié compliquent également le retraitement.

Les dangers supplémentaires de prolifération

Alors que l'essentiel du discours officiel sur le MOX affirme que celui-ci "brûlerait" le plutonium, en réalité il y a à la fois consommation ("incinération") et production de plutonium dans les réacteurs nucléaires, comme on l'a noté plus haut. La fonction principale des options d'évacuation du plutonium n'est pas de se débarrasser de tout le plutonium. Il s'agit plutôt de:

• mélanger le plutonium avec d'autres matériaux, en général des produits de fission très radioactifs, pour rendre très difficile une nouvelle séparation en vue de l'utiliser dans les armes;
• empêcher le détournement du plutonium en le transformant pour l'entreposage en une forme très radioactive représentant un danger mortel pour quiconque voudrait le voler.

Cependant, dans le contexte de la sécurité du plutonium à long terme, ce critère a un défaut important. Le "critère de combustible irradié", par nature, suppose que le plutonium restera dans le combustible irradié (ou dans la forme quelconque dans laquelle il a été placé) - c'est-à-dire, qu'il est destiné à l'enfouissement géologique. Cependant le rapport dit que la politique russe ne prévoit pas "l'enfouissement définitif des matériaux contenant du plutonium" (ce qui comprendrait le combustible irradié), mais au lieu de cela la réextraction du plutonium grâce au retraitement. Minatom a très clairement déclaré à maintes occasions qu'il a l'intention de retraiter le MOX irradié, enlevant au "critère de combustible irradié" tout son sens à long terme.

Les questions de financement

Même si le plutonium est utilisé dans les réacteurs pour produire de l'électricité, l'utilisation du MOX entraînera des frais nets. Ceci, parce qu'il coûte plus cher de fabriquer du MOX (même quand le plutonium est gratuit) que d'acheter du combustible à l'uranium faiblement enrichi, en tenant compte de tous les coûts y compris le prix des matières premières (pour plus de discussion sur les prix voir E&S no.1). Selon les estimations de la NAS, la fabrication du MOX coûtera environ $2 milliards pour 50 tonnes de plutonium. Si la teneur en plutonium du MOX est de 5 %, le coût supplémentaire pour l'évacuation de 50 tonnes de plutonium occasionnerait un coût supplémentaire d'environ $500 millions pour la seule fabrication du MOX, comparé à celui du combustible à l'uranium. Les dépenses réelles pour les États-Unis seront vraisemblablement bien plus élevées parce que les compagnies d'électricité veulent des subventions pour mener à bien l'évacuation, et parce que beaucoup d'autres retards et incertitudes feront en toute probabilité monter les prix.

Les estimations globales de coût, aux États-Unis et en Russie, diffèrent en raison des différences dans les structures de fonctionnement des réacteurs et les politiques d'évacuation des combustibles irradiés et qui exploite ces réacteurs. Aux frais de fabrication du combustible viendraient s'ajouter des frais d'autorisation pour les réacteurs, des frais de transport et de contrôle, et des frais de construction et de modification des réacteurs (si nécessaire). En général, les estimations des coûts russes sont moins sûres, à cause de la situation économique qui subit des changements rapides. Du fait de la politique de retraitement du combustible usé, les estimations russes des dépenses ne comprennent que le coût de 50 ans d'entreposage plutôt que celui de l'évacuation définitive.

Le pilotage d'us réacteur

8. NAS 1995, pp. 121-122