La question de l'indépendance énergétique a toujours été un sujet géostratégique sensible pour la France. En effet, avec actuellement quasi plus aucune production d'énergie fossile sur son territoire, la France a dû à la suite de la Seconde Guerre mondiale se trouver une source d'énergie pour couvrir ses besoins de croissance industrielle et domestique. Contrairement à l'Allemagne et au Royaume-Uni qui ne manquaient pas de charbon, la France a du opter pour une autre énergie qui semblait sans inconvénient dans les années 1970: le nucléaire. Elle demeure cependant un atout important pour la France dans la course actuelle à la décarbonation de l'industrie.
Introduction
Le lecteur peut consulter l'article sur les ENR (Energies Nouvelles Renouvelables) en cliquant sur le lien suivant afin de compléter sa compréhension sur les autres types d'énergies, et notamment celles exclusivement issues de la mer. Pour rappel, nous indiquions dans cet article la production annuelle d'énergie par filière en France sur les années 2012 à 2016. On voit ici très nettement la part prépondérante du nucléaire en France (près de 73% en 2016) puis les différentes autres sources de productions via des ressources fossiles (gaz et pétrole) ainsi que la part de production provenant des énergies nouvelles renouvelables (19% en 2016).L'évolution de ses différentes contributions énergétiques sera un enjeux politique majeur, notamment dans le cadre du changement climatique de la planète et des actions à entreprendre pour réduire la part carbonée de notre production énergétique.
La politique énergétique croisée de la France, de l'Allemagne et de la Grande-Bretagne
Le mix énergétique, ou bouquet énergétique, est la répartition des différentes sources d'énergies primaires consommées dans une zone géographique donnée. Toutes les sources d'énergies primaires sont comptabilisées, notamment celles consommées pour les transports, le chauffage des bâtiments, etc. Le mix électrique, avec lequel il ne doit pas être confondu, ne prend en compte que les sources d'énergie contribuant à la production d'électricité ; or l'électricité représente seulement 18,5% de la consommation finale d'énergie au niveau mondial.
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| Mix énergétiques primaires de plusieurs pays européens par type d'énergie en 2009 Source: Agence internationale de l'énergie AIE |
L'énergie nucléaire produite en France (384 TWh produits en 2016)
En terme de situation globale à l'échelle européenne, on voit que la France garde largement ses choix de 1950 du tout nucléaire, avec une large prépondérance de production par rapport à ses voisins allemands ou britanniques.
À la lecture du programme d'Emmanuel Macron, on comprend que le président de la République a pour ambition de réduire de 50% la part du nucléaire dans la production d’électricité à l’horizon 2025.
À hypothèse constante de consommation électrique, ce scénario aurait pour conséquence de réduire d’environ un tiers la production actuelle, entraînant la fermeture de plus de 17 réacteurs. Pour rappel, en 2016, la production d’énergie nucléaire s’est élevée à 384 THh (Térawattheure) sur une production d’énergie électrique totale de 531 TWh, soit 72% de la production.
Dans le même temps, Emmanuel Macron prévoit dans les 5 ans de doubler la capacité des parcs solaires et éoliens et de fermer les dernières centrales à charbon. Cet objectif correspond à une augmentation de la production d’énergie renouvelable de 32 TWh, inférieur à ce qui était prévu initialement par la programmation pluriannuelle de l’énergie (au moins 70 TWh en 2023).
En résumé, la trajectoire de production d’énergie renouvelable ne servira pas à combler le déficit laissé par l’objectif de baisse de production d’énergie nucléaire à 50% en 2025. Le programme d’Emmanuel Macron manque de précision sur ces questions ; or la politique énergétique ambitieuse de la France doit être pensée dans une logique de stratégie adaptive et non de pari pascalien.
Analysons maintenant en détails ce que représente l'industrie nucléaire française et les différentes technologies qui se sont suivies, en n'omettant pas de décrire l'intégralité de la chaîne énergétique et économique: extraction, enrichissement, production, retraitement, ré-enrichissement, démantèlement de l'appareil productif et enfouissement de ses déchets.
Toutes ces notions doivent impérativement être appréhendées en détails afin de fournir aux lecteurs la vision pleine et entière du challenge qui attend le pays le plus nucléarisé au monde.
Une brève histoire de l'atome
Depuis l'époque antique de la théorie de l'atomisme, initialement émise par Démocrite, puis relayée par Epicure et Lucrèce, cette théorie a été largement combattu par Aristote avant de ressurgir au XVIIème siècle avec les travaux des chimistes Dalton, puis Mendeleïev. Ce n'est que dans les toutes dernières années du XIXème siècle que les premières découvertes dans le domaine de la physique nucléaire commencèrent à conforter la présomption d'une structure atomique de la matière.
Les découvertes s'enchainèrent vite avec la découverte du rayon X par Röntgen en 1895, puis la découverte de la radioactivité par Henri Becquerel en 1896 (un peu par hasard en remarquant que des cristaux de sulfates d'uranium avaient impressionnés des plaques photographiques placées dans le même tiroir). S'ensuit la découverte en 1898 du radium et du polonium par Pierre et Marie Curie.
En 1905 l'équation d'Einstein établissant l'équivalence entre masse et énergie, permet de mieux appréhender l'origine de l'énergie nucléaire. Le début du XXème siècle voit se multiplier les études des rayonnements émis par les atomes radioactifs; les trois types de rayonnements, alpha, bêta et gamma sont rapidement distingués. Le physicien britannique Ernest Rutherford établit de 1911 à 1932 peu à peu la structure de l'atome sur la base de proton / neutron et d'électrons gravitant autour du noyau central. Le physicien allemand Werner Heisenberg propose la même année cette vision de l'atome. Enfin c'est Frederick Soddy qui est à la base de la notion d'isotopie, essentielle dans la compréhension d'éléments parfois radioactifs, parfois stables pour un même élément chimique. On sait aujourd'hui que la plupart des éléments sont des mélanges isotopiques: on recense plus de 300 nucléides (espèces nucléaires) pour 90 éléments naturels. On établira plus tard que presque tous les radionucléides naturels descendent de l'une des trois chaines suivantes: l'uranium 235, l'uranium 238 et le thorium 232.
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| Frédéric et Irène Joliot-Curie dans leur laboratoire |
En 1934, c'est la découverte de la radioactivité artificielle par Frédéric et Irène Joliot-Curie, qui bombardent l'aluminium naturel (aluminium 30) par des particules alpha (hélium 4) et produisent du phosphore 30 radioactif, premier radionucléide artificiel de l'histoire. Suivront la découverte des réactions par neutrons et l'énigme de l'absorption des neutrons qui conduira à la découverte de la fission en 1938 par les physiciens allemands Hahn et Strassmann. Ils calculeront alors qu'une réaction de fission nucléaire libère environ un million de fois plus d'énergie qu'une réaction chimique à nombre d'atomes équivalent.
L'idée de la réaction en chaine de fissions via l'action d'un neutron conduit l'équipe française de Joliot à déposer une série de brevets sur le dispositif de production d'énergie en mai 1939. Les principes essentiels des futures "piles atomiques" y sont précisément décrits, quoi que le mécanisme de régulation de puissance soit assez "acrobatique".
On trouve également dans l'un des brevets déposés le principe de l'arme nucléaire, avec le concept de masse critique et de concentration de la masse critique, prémices des futurs concepts d'enrichissement de l'uranium fissile. Une histoire détaillée des brevets et des batailles engendrées avec les différents acteurs aux débuts de la seconde guerre mondiale peut être consultée en suivant le lien.
La découverte du plutonium intervient en décembre 1940 par le physicien Glenn Seaborg par bombardement de l'uranium par des deutons accélérés dans le cyclotron de Berkley. C'est l'isotope 238 qu'il produira, alors que les réacteurs des futures centrales nucléaires obtiendront du plutonium 239, utilisé dans la confection des bombes de type H.
L'utilisation de l'eau lourde comme modérateur de la réaction en chaine fera d'ailleurs l'objet d'une course incroyable pendant les débuts de la seconde guerre mondiale, notamment à cause d'une production quasi unique dans l'usine chimique de Vemork en Norvège. Ce n'est qu'à partir de 1942 que la première pile atomique au monde est fabriquée: le programme est piloté par Fermi depuis Chicago. Dans cette pile américaine, c'est du graphite qui est utilisé comme modérateur de la réaction en chaine. Elle prendra le nom de "Chicago Pile-1".
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| La dix-neuvième couche de graphite photographiée pendant la construction de la pile de Fermi. On peut apercevoir des barreaux d'oxyde d'uranium dans la dix-huitième couche qui est ici en partie découverte. Credit: Argonne National Laboratory |
Pendant la guerre, les travaux de recherches en France seront totalement arrêtés et ne reprendrons qu'après l'armistice de 1945. Malgré les inquiétudes de Einstein sur l'avancée allemande dans leurs recherches sur la bombe atomique, Roosevelt ne déclenchera le projet "Manhattan" qu'en 1941 en mobilisant 130.000 savants et techniciens dans la base secrète de Los Alamos au Nouveau Mexique. De cette équipe on dénombrera 21 prix Nobel ou futurs prix Nobel! Robert Oppenheimer prendra la tête de ce projet pharaonique. De ces recherches sortirons notamment la bombe A d'Hiroshima (appelée "Little Boy") à l'uranium 235 et la bombe H de Nagasaki (appelée "Fat Man") au plutonium 239. Il faut bien comprendre ici que ce sont deux bombes de fission nucléaire, mais avec un combustible différent. La véritable bombe thermo-nucléaire (fusion de l'hydrogène) sera quant à elle testée uniquement en 1952 par les américains.
En France, dès 1945, de Gaulle comprend l'intérêt stratégique du nucléaire et décide le 18 Octobre 1945 de créer le commissariat à l'énergie atomique (CEA). L'ancienne équipe du Collège de France rejoint alors le CEA avec en tête Frédéric Joliot. Le 15 décembre 1948 la pile atomique française Zoé génère les premiers Watts nucléaires français dans un laboratoire de Fontenay-aux-Roses! Suivront d'autres prototypes à Marcoule et Cadarache. Nous décrirons dans les sections suivantes les différentes générations de centrales nucléaires et les premières phases d'industrialisation. La première réelle production expérimentale d'électricité d'origine nucléaire est obtenue aux Etats Unis le 20 décembre 1951. La Grande Bretagne et la France suivront de près en 1956.
La chaine globale de l'industrie nucléaire en France
1- Exploitation et fabrication du combustible
Il faut rappeler que la France a produit a partir de 1953 de l'uranium issu de mines situées sur son territoire, mais le maximum de production est atteint dans les années 1980 puis cette industrie décline jusqu'à la fermeture définitive de la mine de Jouac, en Haute-Vienne en 2001. Depuis lors, la France dépend donc à 100% de ses importations. Inutile donc de dire que l'argument sur l'indépendance énergétique souvent invoqué par les politiques français n'est pas 100% valide! Les principaux pays fournisseurs d'uranium à la France restent en Afrique, avec notamment le Gabon et le Niger. Plusieurs mines directement exploitées par Areva se situent dans ces pays, notamment via ses filiales locales Areva NC Niger, créée en 2006, succédant à « COGEMA Niger » (COGEMA était implantée au Niger depuis 1958) et Areva Gabon.
Comme le montre le graphique suivant, le Kazakhstan, le Canada, l'Australie et le Niger regroupent la majeure partie de la production actuelle de minerai d'uranium dans le monde, mais l'Afrique reste la principale source de l'uranium français.
Une fois extrait, le minerai est concassé et broyé, puis attaqué chimiquement par de l'acide sulfurique pour en extraire l'uranium avec une teneur généralement supérieur à 90%. Après clarification et purification, l'uranium de la solution est précipité par addition d'ammoniaque, de magnésie, d'hydroxyde de magnésium ou de soude. Lavé et filtré, le concentré est appelé "yellow cake" à cause de belle couleur jaune orangé.
Arrivé à ce stade, le yellow cake doit d'abord être transformé en hexafluorure d'uranium UF6 pour y subir l'enrichissement isotopique. Nous ne détaillerons pas ici les étapes intermédiaires de transformation du yellow cake en hexafluorure d'uranium, mais il faut savoir que ces étapes sont relativement simples mais nécessite de nombreux produits chimiques et des procédures de chauffage.
La prochaine étape clef est la phase d'enrichissement de l'hexafluorure d'uranium, consistant à porter la teneur isotopique en U235 de 0,7% à 4% (pour une utilisation civile). Cette opération difficile consiste à trier des atomes d'un même élément chimique et dont la différence de masse est très faible en valeur relative. La question politique sur la capacité de l'Iran à pouvoir réaliser cette opération reste encore aujourd'hui très théorique. On se rappelle de ses désormais célèbres photos de l'ancien président iranien, Mahmoud Ahmadinejad inspectant l'usine d'enrichissement isotopique de Natanz dans le centre de l'Iran.
Par comparaison, l'usine française Georges-Besse est constituée d'une seule cascade de 1400 étages! Une autre technologie qui fait place maintenant à la diffusion gazeuse est l'ultracentrigation, ou l'on fait tourner à très haute vitesse un bol contenant l'hexafluorure d'uranium qui sous l'effet de la force centrifuge, va trier les isotopes les plus lourds des plus légers.
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| Le président iranien Mahmoud Ahmadinejad en visite dans l'usine de Natanz en 2013 |
Dans les procédés industriel utilisés actuellement, le facteur d'enrichissement d'un étage individuel est faible à très faible: il faut un nombre plus ou moins important d'étages pour arriver à l'enrichissement désiré. Il faut noter de façon triviale que si l'on enrichi une partie de l'uranium en sortie, on produit également un uranium appauvri à l'autre bout de la chaine, qu'il faut à son tour défluorer et entreposer en sécurité en attendant une hypothétique utilisation dans les réacteurs de génération IV.
Une partie de cet uranium appauvri est généralement utilisé par l'industrie militaire pour la production d'armes. L'uranium appauvri, un sous-produit est en effet remarquable par sa dureté, sa densité et sa toxicité chimique et radiologique. Il est pyrophorique, employé comme arme antichar dotée d'un fort pouvoir à la fois pénétrant et incendiaire : à très haute vitesse, il perfore aisément les blindages en s'enflammant lors de l'impact, provoquant un incendie qui fait exploser le véhicule touché. Ainsi, des munitions à base d'uranium appauvri (obus de 20 à 30 mm des avions ou hélicoptères chasseurs de chars) ont été utilisées lors des guerres du Golfe (guerre du Koweït et guerre en Irak) et du Kosovo.
L'étape finale de l'amont du cycle de combustible est la fabrication des assemblages, via la fabrication des gaines, des grilles et des embouts, la défluorisation en poudre d'oxyde d'uranium, le moulage des pastilles, l'introduction des pastilles dans les gaines de zirconium et l'assemblage des crayons dans le squelette d'assemblage.
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| Usine Melox à Marcoule. Combustible nucléaire comprimé sous la forme de pastilles cylindriques de 10 grammes, le MOX (mélange d’oxydes) est un mélange de poudre d’uranium et de plutonium. |
2- Les réacteurs de première génération (UNGG)
Cette génération regroupe les réacteurs nucléaires construits avant 1970. La filière des réacteurs nucléaires à l'uranium naturel graphite gaz (UNGG) est une technologie de réacteur refroidi au gaz, maintenant obsolète et en cours de démantèlement, développée en France dans les années 1950, qui ont directement hérité des premières piles nucléaires au graphite. La France a construit neuf réacteurs de ce type, construits à Marcoule (premier réacteur à être raccordé au réseau en 1956), Chinon, Bugey et Saint-Laurent-des-Eaux, aujourd'hui tous déclassés; un unique réacteur à eau lourde refroidi au gaz (HWGCR) construit à Brennilis, en phase de démantèlement.
Ces centrales ont été utilisées pour produire du plutonium, pour la fabrication d'armement atomique, et de l'électricité. C'est exclusivement la raison pour laquelle le nucléaire civil français s'est orienté vers cette technologie spécifique: la fabrication d'un stock de plutonium que l'on peut évaluer à l'heure actuelle à environ 57 tonnes. Cette filière UNGG sera abandonnée en 1969 pour orienter les recherches vers les réacteurs à eau.
La déconstruction des centrales nucléaires UNGG générera en France environ 23.000 tonnes de déchets radioactifs graphités de faible activité à vie longue, en particulier du carbone-14 de demi-vie supérieure à 5.000 ans.
L'arrêt des réacteurs UNGG commence officiellement en 1973. Pour des raisons économiques, les deux derniers réacteurs graphite-gaz de Saint-Laurent-des-Eaux sont stoppés les 18 avril 1990 (EDF4/SL-1) et 27 mai 1992 (EDF5/SL-2) après utilisation complète de leurs stocks de combustible. Deux ans plus tard jour pour jour c'est au tour de celui du Bugey, clôturant ainsi 38 années de service du parc UNGG.
En 2011, six réacteurs UNGG français sont en cours de déconstruction dans trois centrales : Bugey, Saint-Laurent-des-Eaux et Chinon. Selon l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN), ces installations de première génération devraient être déconstruites par EDF d’ici 2036. En juin 2016, EDF annonce cependant vouloir bouleverser le calendrier en raison des difficultés techniques imposées par ces démantèlements, les délais pourraient être ainsi reportés jusqu'à l'année 2115. L'ASN entre en bras de fer avec EDF afin de requalifier ce calendrier jugé inacceptable.
EDF n'a comptablement provisionné à ce jour que 36 milliards d'euros pour ces démantèlements, alors que des hypothèses médianes évoquent plutôt une somme nécessaire de 150 milliards d'euros. Le pire est que ce démentèlement devra, indépendamment de la prolongation de la durée de vie des centrales, s'opérer de manière quasi-instantanée (sur 10-15 ans) puisque l'intégralité du parc nucléaire français a été construit entre 1977 et 1987.
3- Les réacteurs de seconde génération (PWR)
La plupart des réacteurs de seconde génération devaient appartenir à deux familles de réacteurs à eau légère (Light Water Reactor) : réacteurs PWR à eau pressurisée (Pressurized Water Reactor) et à eau bouillante (Boiling Water Reactor). Ils utilisent de l'uranium enrichi à 3-4 % comme combustible et sont refroidis et modérés à l’eau. L’eau sert également à évacuer la chaleur et à actionner les turbines productrices d’électricité.
Le président Georges Pompidou prit en octobre 1969 la décision d’abandonner la filière nationale des réacteurs graphite-gaz au profit de la filière américaine prometteuse des PWR à base d’uranium enrichi. La décision fut à l’époque critiquée par ceux qui pensaient que la France perdait son indépendance. Une nouvelle société Framatome construisit les nouveaux réacteurs. Elle acheta la licence des réacteurs à eau pressurisé de la société Westinghouse qu’elle paiera plusieurs années avant de s’en libérer avec l’aide du CEA en 1982 pour développer une technologie purement française.
Néanmoins, cette technologie nécessite l'utilisation d'un uranium enrichi. La France doit donc s’équiper d'une usine d'enrichissement à Pierrelatte utilisant la diffusion gazeuse, et destiné à un enrichissement d'uranium militaire. Fort de l'expérience acquise avec l'usine militaire de Pierrelatte et devant la nécessité de disposer d'une telle installation d'enrichissement pour développer un programme nucléaire autonome, le Président Georges Pompidou propose fin 1969, à La Haye, aux pays européens intéressés de s'associer à des études de faisabilité d'une usine d'enrichissement de taille internationale. Un accord est signé avec les principaux pays européens à Paris, le 25 février 1972, pour former une association sous le nom d'Eurodif. Cette usine fonctionnera jusqu'au 7 juin 2012, date à laquelle Areva met fin aux opérations de l'usine après 33 ans d'activité, et après avoir répondu à un quart de la demande mondiale en combustible nucléaire.
En échange, Areva ouvre l'usine d'enrichissement Georges-Besse II construite à Tricastin dans la vallée du Rhône, qui utilise le procédé de centrifugation, un procédé cinquante fois moins consommateur en électricité.
Le plan Messmer, du nom de Pierre Messmer, premier ministre à l'époque, est considéré comme le véritable acte de naissance du programme électronucléaire français. Il est lancé le 6 mars 1974. Avec ces 58 réacteurs à eau sous pression mis en service sur à peine plus de vingt ans, la France se dote d'un parc consistent de réacteurs à eau sous pression.
D'un point de vue fonctionnement, le combustible sous forme de pastilles d’oxyde d’uranium UO2 est encapsulé à l’intérieur de longues gaines de zirconium, le métal transparent aux neutrons qui a remplacé l’acier inoxydable des débuts. Dans certains cas, une partie du combustible appelé MOX – pas plus d’un tiers – peut comporter environ 6 % de plutonium. Le mot est tellement entré dans les mœurs qu'on parle de réacteur "moxé" quand une partie de son combustible est à base de plutonium.
4- Les réacteurs de troisième génération (EPR: European Pressurised Reactor)
L’EPR est la troisième génération des réacteurs nucléaires français, et il est d’une puissance théorique de 1650 MW, qui en fait le réacteur nucléaire le plus puissant au monde. De plus, il vise une augmentation du "taux de combustion" des assemblages constituant le cœur du réacteur, qui aurait pour conséquence d’accroître de 30 % la puissance thermique résiduelle dégagée par le cœur du réacteur une fois celui-ci arrêté. Enfin, le réacteur est conçu pour pouvoir fonctionner avec un cœur constitué à 100 % d’un combustible particulier, le MOX, qui comporte environ 8 % de plutonium et dont la présence, même en proportion limitée, complexifie le pilotage du réacteur.
Il est également sensé réduire le risque de dispersion de produits radioactifs en cas de fusion du cœur du réacteur, grâce à l'ajout d'une trappe de récupération du corium. Rappelons brièvement ici que le corium est un magma en fusion constitué du combustible nucléaire (uranium et plutonium), du gainage des éléments combustibles (alliage de zirconium) et des divers éléments du cœur avec lesquels il rentre en contact (barres, tuyauteries, supports, etc.). Il a une densité d'environ 20 et une température de près de 3.000 degrés, et peut donc traverser toute matière existante en quelques heures seulement, car il ne refroidit que très faiblement du fait de sa haute radioactivité (c'est une source de chaleur autocatalytique, c'est-à-dire auto-entretenue).
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| Schéma présentant la zone d'étalement du corium en cas de fonte totale du coeur du réacteur: Si le mélange de métal et d'oxyde fondus sortait du réacteur, il pourrait être canalisé jusqu'à un espace d'étalement revêtu de dalles réfractaires. Le réservoir d'eau pourrait également refroidir le corium passivement sans aide d'opérateurs extérieurs. |
Sur cette photo, on voit que la mise en place des briques en fonte ductile dans la chambre de récupération du corium est achevée. Elles seront ensuite recouvertes de béton "sacrificiel", afin de permettre l’étalement, le refroidissement et par conséquent le confinement du cœur fondu (le corium) en cas de fusion accidentelle. La fonte ductile élaborée par le constructeur allemand Siempelkamp se distingue des fontes grises traditionnelles par ses remarquables propriétés mécaniques (élasticité, résistance aux chocs, allongement...). Celles-ci sont dues à la forme sphéroïdale des particules de graphite.
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| Photo émanant de la brochure de Siempelkamp, société allemande sous-traitante d'Areva et responsable de la construction des différents collecteurs de corium sur les différents EPR construits en France et en Finlande |
Par contre, ce dispositif pourrait potentiellement provoquer de violentes explosions de vapeur, susceptibles de détruire l’enceinte de confinement, si le cœur en fusion entrait en contact avec de l’eau, même en faible quantité, qui pourrait avoir fui dans le bassin de récupération du corium.
Voici le schéma détaillé de la cuve de réacteur de l'EPR qui apparaît dans le schéma général précédent. Il a une masse d'environ 440 tonnes et représente l'élément le plus important du réacteur, car il est le siège du transfert de chaleur entre le combustible MOX et l'eau du circuit primaire, tout ceci sous une pression de 155 bars.
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| Le schéma montre bien le couvercle sur lequel sont montés les mécanismes qui assurent la montée et la descente des grappes de contrôle. L'EPR contient 241 assemblages constitués chacun de 264 crayons de combustible, maintenus par des grilles autour d'un squelette pour former un réseau carré. |
En 2014 est installé la cuve du réacteur EPR de Flamanville, mais les contrôles qualité opérés depuis cette date ont malheureusement montrés des défaillances graves dans sa conception.
Rappelons que l'ASN n'a jamais validé la solidité du couvercle de la cuve pour toute la durée de vie du réacteur mais seulement jusqu'en 2024. Le couvercle de la cuve du réacteur, une pièce métallique de cinq mètres de diamètre, y a été acheminé depuis le Creusot (Saône-et-Loire) jusqu’à la centrale, qu’il a atteint le 12 février 2017. Pourtant, ce couvercle, ainsi que le fond de la cuve, tous deux fabriqués par Areva, sont défectueux. Le 3 avril 2015, l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) a en effet annoncé que ces pièces présentaient une « anomalie de composition de l’acier » avec une présence trop importante de carbone dans certaine partie de la structure de la cuve. Des tests complémentaires ont commencé en décembre 2017 pour déterminer si ces deux éléments seront capables de résister en cas d’incident dans la centrale.
C’est la première fois qu’un réacteur nucléaire de cette taille est construit en France. Sa cuve est plus grande que celle des réacteurs de deuxième génération, d’une puissance de 1.300 mégawatts. Les pièces qui la composent sont aussi plus lourdes et plus épaisses. Les ingénieurs de l’usine Areva du Creusot ont donc découpé le couvercle, ainsi que le fond de cuve, à partir d’un bloc d’acier de 159 tonnes. Quand l’acier est coulé pour créer un bloc aussi lourd, le carbone, un de ses composants, se répartit mal. En certains points du couvercle et de la cuve, la concentration en carbone est donc trop élevée. Résultat, la résilience, c’est-à-dire la capacité de l’acier à résister aux chocs, n’est pas assez importante. Les tests de résilience ont montré que les plus basses valeurs mesurées sur la cuve de l’EPR sont de seulement 36 joules. Or, le seuil minimal imposé par la réglementation est de 60 joules.
Le fond de la cuve et le couvercle ont été forgés en 2006. Ce n’est que huit ans plus tard, fin 2014, que les défauts de ces pièces ont été découverts. Une fois que le fond de la cuve était déjà fixé dans le réacteur. Ceci est dû à un changement dans la réglementation relative aux équipements sous pression nucléaire. Un nouveau texte, entré en vigueur en 2011, a permis à l’Autorité de sûreté du nucléaire (ASN) d’exiger qu’Areva mène de nouveaux essais, plus poussés.
En tout cas, la poursuite des travaux pose question. Car la cuve est la pièce essentielle pour la sûreté d’un réacteur nucléaire. C’est en son sein que se produit la fission des atomes. Elle est aussi la seconde des barrières de sécurité du réacteur, juste avant l'enceinte de confinement en béton.
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| Phase d'installation de la cuve du réacteur EPR de Flamanville |
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| Finalisation de l'installation de la cuve en acier dans sur son socle en béton - Réacteur EPR de Flamanville |
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| Réacteur Nucléaire EPR à Flamanville le 16 Novembre 2017 - AFP |
L'Autorité de Sureté Nucléaire (ASN) a finalement rendu un avis favorable le 3 Juillet 2017 sur l'utilisation de la cuve du réacteur nucléaire EPR en construction à Flamanville.
"Sur la base des analyses techniques réalisées, l’ASN considère que les caractéristiques mécaniques du fond et du couvercle de la cuve sont suffisantes au regard des sollicitations auxquelles ces pièces sont soumises, y compris en cas d’accident" a indiqué l'ASN qui estime ainsi que la pièce qui a nécessité 5 années d'étude pour sa conception et sa fabrication sera à même de supporter les hautes pressions et températures qui seront au cœur du réacteur. Ce problème viendrait d'un défaut de procédure lors de la forge de la cuve à partir d'un immense bloc d'acier dans les usines du Creusot. Le groupe Areva, qui a racheté la forge en 2006, assure que les anomalies ont commencé à décroître à partir de 2010 et que les procédures de fonctionnement sont désormais différentes.
Reste que cette décision ne concerne actuellement que la cuve et pas le couvercle, dont la validation reste associée à une durée limitée : "la faisabilité technique de contrôles similaires sur le couvercle de la cuve n’est pas acquise. L’ASN considère donc que l’utilisation de ce couvercle doit être limitée dans le temps. Elle note que la fabrication d’un nouveau couvercle prendrait de l’ordre de sept ans. Un nouveau couvercle pourrait ainsi être disponible d’ici fin 2024. Dans ces conditions, l’ASN considère que le couvercle actuel ne pourra pas être utilisé au-delà de cette date".
EDF a commenté la décision à travers un communiqué : "EDF a pris acte de la position de l’ASN indiquant que la cuve du réacteur de Flamanville 3 est apte au service. Le chantier avance conformément au planning annoncé en septembre 2015 : les essais d’ensemble ont démarré, dans la perspective du chargement du combustible et du démarrage du réacteur, prévus fin 2018. S’agissant du couvercle, EDF prend acte de la demande de l’ASN de prévoir son remplacement d’ici fin 2024. Le coût direct de ce remplacement s’élève à environ 100 millions d’euros. En parallèle, les équipes d’EDF se mobilisent pour développer une méthode de suivi en service permettant de démontrer que le couvercle conserve ses qualités dans la durée."
Une nouvelle publication de l'ASN datant du 09 Octobre 2018 autorise la mise en service et l'utilisation de la cuve de réacteur EPR, mais sous certaines conditions. L’utilisation du couvercle actuel de cette cuve n’est toutefois pas autorisée au-delà du 31 décembre 2024. EDF doit réaliser des contrôles en service capables de détecter les défauts perpendiculaires aux peaux, quelle que soit leur orientation, dans les 20 premiers millimètres à partir des surfaces interne et externe du métal de base, sur le fond de la cuve du réacteur EPR de Flamanville à chaque requalification complète du circuit primaire principal.
Le chargement du combustible nucléaire devrait débuter fin 2018 et la mise en service de l'EPR courant 2019 après une phase de tests prévu sur l'année.
5- Le cas spécifique de Superphénix: une bonne idée réalisée trop tôt?
Après Rapsodie et Phénix qui ont permis la mise au point de la filière à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR), est lancé en 1977 le projet Superphénix. Il s'agit d'un projet (trop) ambitieux, puisqu'il fait passer, sans étape intermédiaire, du prototype de 250 MWé (Phénix) au réacteur de taille industriel (1.200 MWé).
Après Superphénix est prévu, sur le sol allemand, un réacteur de même puissance: ces réacteurs doivent être les prémices du développement à plus long terme d'un parc complet de réacteurs à neutrons rapides surgénérateurs qui remplaceront les réacteurs à neutrons thermiques utilisant mal l'uranium. Superphénix démarre à Creys-Malville le 7 septembre 1985 et atteint sa pleine puissance en décembre 1986. Malheureusement, une suite innombrable d'arrêts techniques et administratifs ne permettra au réacteur que de fonctionner 50 mois en cumulé sur une période allant de 1985 à 1999.
Douze années après son démarrage, le gouvernement socialiste de Lionel Jospin tranche et décide de l'arrêt définitif du surgénérateur le 19 juin 1997, afin d'honorer un accord électoral avec le parti Vert.
Outre la disparition d'un outil précieux pour l'étude de l'incinération des déchets nucléaires, cet arrêt est un gâchis économique: les assemblages de combustible en place ne sont presque pas irradiés et un deuxième coeur, neuf, a déjà été approvisionné. Un article très détaillé fait l'analyse sociologique du "cas Superphénix" et sa déconstruction: il peut être consulté en allant sur le lien suivant.
Il ne fait pas de doute que ce projet a cristallisé l'opinion publique dans sa forme la plus aigüe, mais il est clair que si le nucléaire a un avenir, il devra forcement passer par la surgénération. En revanche, le refroidissement par sodium, demeure une solution dangereuse: inflammable au contact de l'eau, d'autres procédés pourraient être utilisés tels que le plomb, le bismuth ou l'hélium.
Même si d'un point de vue de la communication, on parle de la surgénération comme d'une avancée, il faut savoir que ce procédé existe depuis l'origine du nucléaire dans les années 50. Les réacteurs à neutrons rapides (RNR: Rapid Neutron Reactor) peuvent fonctionner avec de l'uranium enrichi, mais ils s'avèrent encore plus performant s'ils sont alimentés avec du plutonium qui, en neutrons rapides, fournit plus de neutrons par fission que l'uranium 235. Avec un mélange d'uranium naturel et de plutonium, enrobé d'une couche d'uranium enrichi 238, on produit plus de plutonium que l'on en consomme. On dit alors qu'il est "surgénérateur". De plus, ce type de réacteur permet de brûler bien plus l'uranium. C'était le but initial du réacteur Superphenix définitivement arrêté en 1997.
Six semaines après avoir été élu président François Hollande a signé le décret autorisant la construction du prototype ASTRID, 600 MW. ASTRID est un prototype d'une puissance intermédiaire de 600 mégawatts électriques, contre 250 MW électriques pour Phénix ou 1 240 MWé pour Superphénix. Celui-ci a pour but non seulement de produire de l'électricité mais aussi d'évaluer la capacité des réacteurs à neutrons rapides à éliminer les isotopes du plutonium. Cette signature a été considérée par les Verts comme conforme à l'accord qu'ils avaient passé avec le PS, où "tout nouveau projet concernant le nucléaire ne serait pas lancé". Pour éviter cette discussion avec EELV, François Hollande a considéré que cet accord avait été signé antérieurement à son élection, par Nicolas Sarkozy, et qu'il ne s'agissait donc pas d'un "nouveau projet".
ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) est un projet français de prototype de réacteur rapide refroidi au sodium, porté par le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) sur le site nucléaire de Marcoule. Le projet ASTRID a pour objectif de relancer la filière des réacteurs à neutrons rapides au sodium, suite aux réacteurs expérimentaux Rapsodie, Phénix et Superphénix. Il s'oppose aux actuelles réacteurs de première et seconde génération dits "à neutrons lents" n'exploitant que 1% du potentiel énergétique contenu dans l'uranium naturel.
Ce projet a donc pour but de mettre au point une nouvelle « génération » de réacteurs nucléaires, les réacteurs nucléaires de quatrième génération. Cependant la technologie des réacteurs rapides refroidis au sodium, la décision politique de cet investissement et la rentabilité économique du projet font encore l'objet de controverses.
Ce réacteur dit de « 4ème génération » est présenté par le Commissariat à l’Énergie Atomique comme « une rupture technologique avec tout ce qui s’est fait jusqu’alors ». Pourtant, selon le physicien nucléaire Bernard Laponche, les problèmes majeurs de sûreté du projet Astrid ne sont pas nouveaux, et sont liés à l’utilisation du sodium liquide comme fluide caloporteur.
Le choix des neutrons rapides impose la nature du liquide caloporteur à utiliser pour refroidir le cœur du réacteur. Le caloporteur ne doit pas être modérateur, ce qui exclut l'eau, il doit avoir une faible section efficace de capture neutronique et être capable d'extraire une puissance volumique élevée, ce qui favorise les fluides ayant une chaleur spécifique et une conductibilité thermique élevées. De plus il doit être facile à pomper, avoir une large plage d'utilisation à l'état liquide, avoir un bon comportement sous rayonnement, être peu corrosif vis-à-vis des structures, être disponible industriellement, avoir un coût raisonnable.
Le sodium est un bon candidat en raison de ses propriétés: il est liquide de 97,8°C à 881,5°C, à de bonnes propriétés thermiques, une faible densité, une faible viscosité, est compatible avec les aciers, s’active très faiblement par les neutrons, et est disponible et bon marché. Du point de vue opérationnel il bénéficie d’une bonne conductivité électrique et d’une bonne propagation des ultrasons (intéressant pour les contrôles). Malgré des inconvénients bien connus (opacité, réactivité chimique avec l’eau et l’air) il se révèle très compétitif comme le montre le tableau comparatif ci dessous : il n’existe pas d’alternative crédible au sodium, malgré ses inconvénients, qu’on connaît bien, et que l’on s’attache à réduire.
Une alternative possible est celle d'un refroidissement à l’hélium à haute pression.
La Russie a préféré au sodium le plomb et un mélange eutectique de plomb et de bismuth fondus. Elle dispose de pompes capables de faire circuler du plomb fondu, l'ancienne Union Soviétique ayant développé cette technologie depuis 40 ans pour ses applications militaires et ses sous-marins de classe alpha. Les projets actuels de réacteurs couplés avec des accélérateurs envisagent également un refroidissement au plomb liquide.
Les défauts du sodium demandent à être corrigés dès le stade de la conception. Le sodium s’enflamme au contact de l’air et de l’eau. Pour limiter les conséquences d’une mise en contact accidentelle de ce métal liquide avec l’eau, les ingénieurs du CEA remplaceraient le générateur de vapeur usuel servant à produire de l’électricité par un circuit et une turbine fonctionnant à l’azote pressurisé. Les risques d’incendie, liés à une fuite de sodium dans le bâtiment et à un contact avec l’air, seront alors limités par le casematage ou l’inertage (une atmosphère d’azote) des locaux les plus exposés. Les ingénieurs développent aussi un cœur dit hétérogène pour éviter une hausse de réactivité du cœur en cas de vidange du sodium.
D'un point de vu plus global, ce choix technologique de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium s'explique par plusieurs raisons ayant leurs multiples avantages:
- La première est que les réacteurs à neutrons rapides peuvent utiliser sans limitation tout le plutonium produit par le parc actuel des réacteurs à eau légère ou par eux-mêmes, ce qui permet d’assurer une gestion rationnelle et pérenne du plutonium, justifiant ainsi pleinement son statut de matière énergétique valorisée.
- La deuxième est qu’ils peuvent brûler tout type d’uranium y compris l'uranium fissile U235 (0,7% de l'uranium naturel) mais également l'uranium non-fissile U238 (99,3% de l'uranium naturel), alors que dans les systèmes actuels, seul l’uranium 235 (un isotope minoritaire) est utilisé car il demeure le seul élément sur terre capable de démarrer une réaction nucléaire de fission. En permettant de valoriser la totalité de l’uranium extrait du sol, ils multiplient par un facteur proche de 100 l’énergie que l’on peut extraire d’une masse donnée d’uranium naturel.
- Avec l’uranium appauvri présent sur le territoire français et le plutonium issu du combustible usé des centrales actuelles, les systèmes de quatrième génération à neutrons rapides pourraient fonctionner pendant plusieurs milliers d’années en se passant totalement d’uranium naturel, ce qui limiterait considérablement le risque de prolifération. En effet, les réacteurs à « neutrons rapides » (RNR) ont la propriété remarquable de transformer facilement l’U238 en plutonium, fabriquant ainsi leur propre combustible (le plutonium). Il n’y a donc plus besoin de rajouter d’U235, ni de plutonium dans ces réacteurs pendant la durée de leur fonctionnement (60 ans au moins). Tous les 5 ans, les produits de fission doivent être retirés pour remettre de l’U238, dont on dispose en grande quantité. Ainsi, en France, au lieu d’importer 8.000 tonnes d’uranium naturel par an (coût 800 M€), il suffirait de prélever seulement 60 tonnes d’U238 par an dans nos stocks (c’est la masse fissionnée annuellement en France pour produire 75% de notre électricité). Or, 450.000 tonnes d’U238 issues du traitement de l’uranium naturel seront disponibles sur le sol français en 2040, soit … plus de 7.000 ans de réserve !
- Troisièmement, ils offrent la possibilité de transformer les actinides mineurs tels que l’américium, déchets de haute activité à vie longue, en éléments à vie plus courte. Cette transformation, appelée transmutation, permettrait de réduire l’émission de chaleur et la radiotoxicité intrinsèque à long terme des déchets ultimes.
Il existe pourtant 4 inconvénients majeurs aux RNR, dont deux sont des raisons techniques et deux sont des raisons économiques:
- il faut amorcer la réaction nucléaire avec un uranium très enrichi en uranium 235 (plus de 20%), ou avec du plutonium qui est quant à lui produit dans les réacteurs actuels « à neutrons lents ».
- ces RNR sont bien plus compliqués et plus chers à construire (estimation de 7 milliards d'euros sur la base des estimations de 2016), ce qui aboutit à un coût de production de l’électricité de 30% à 50% plus élevé qu’avec les réacteurs « lents »,
- jusqu’à aujourd’hui l’uranium naturel est bon marché (100€/kg) et représente moins de 5% du coût de production de l’électricité qui est de 4 à 6 c€/kWh avec les réacteurs actuels, ce qui ne favorise pas l’économie de l’uranium et le développement des RNR,
- pour le siècle à venir, il n’y aura pas de pénurie d’uranium.
En conclusion, on peut résumer que ASTRID reste schématiquement une simple version modifiée de Superphénix :
- le plutonium, combustible utilisé et « produit par surgénération à partir de l'uranium 238 » dans ce type de réacteur, est une matière d’une extrême toxicité, proliférante, et prompte à déclencher des réactions en chaîne incontrôlées.
- le sodium liquide, utilisé comme fluide caloporteur, s’enflamme au contact de l’air et explose au contact de l’eau, ce qui peut mener à de dangereux incendies. L'opacité et la température du sodium rendent plus difficile l'inspection des installations (malgré l'utilisation de sondes à ultra-son pour la maintenance des installations).
- en cas d'arrêts répétés, le bilan énergétique s’avère très médiocre, voire négatif, car les combustibles doivent être refroidis et le sodium maintenu liquide, ce qui nécessite une consommation d’énergie constante et importante
Le coût final du réacteur est estimé selon certaines sources, à plus de 7 milliards d’euros. Selon le ministère de l’écologie et de l’énergie, « il n’est pas acquis que les objectifs fixés puissent être atteints à un coût raisonnable ».
7- L'usine de retraitement de la Hague
Une fois le combustible utilisé pendant 4 à 5 ans par les centrales nucléaires françaises, il est considéré comme usé; il est donc retiré du cœur de chaque réacteur et stocké localement dans une piscine dédié afin de refroidir le combustible qui se trouve à la fois usé et détérioré.
Il contient de plus un mélange d'uranium (235 et 238), du plutonium (Pu239), des produits de fission, et des actinides mineurs (neptunium, américium, curium, etc..). Les actinides majeurs que sont l'uranium et le plutonium sont des matières nobles qui seront susceptibles de produire encore de l'énergie. Le plutonium pourra être utilisé dans les réacteurs à neutrons rapides. Selon le discours d'AREVA qui est propriétaire de l'usine de la Hague, les 95% de l'uranium constituant les déchets sont recyclables par leurs clients finaux, mais AREVA ne possède pas la technologie pour réenrichir cet uranium en vue de pouvoir le réutiliser dans de nouveaux réacteurs nucléaires. Ces clients sont situés aux Pays-Bas et en Russie.
Passé un délai de quelques années assurant un refroidissement du combustible usagé, ces déchets sont envoyés à l'usine de retraitement de la Hague qui assure le triage de ces déchets suivant leur dangerosité et la durée d'activité radioactive. Ce procédé de triage des déchets commence par un cisaillage mécanique de l'assemblage, puis les morceaux sont plongés dans de l'acide nitrique bouillant afin d'être dissout et prendre la forme de nitrates. Ces nitrates font alors l'objet d'extraction par solvants afin de séparer l'uranium, le plutonium et l'ensemble des autres éléments qui constituent les déchets ultimes.
La Hague possède 4 grandes piscines de désactivation contenant le combustible de dizaines de réacteurs nucléaires en attente de retraitement (d'ou le terme "recyclable" mais pas le terme "recyclé" qu'Areva utilise). On évalue le contenu des déchets à un équivalent de 130 cœurs de réacteurs nucléaires. Le but ici est de montrer la vulnérabilité du stockage de ces déchets en cas d'attaque terroristes, car, comme le souligne la photo suivante, les hangars de protection sont couverts par une simple structure de tôle et non pas une protection en béton, comme c'est le cas du réacteur nucléaire lui-même.
Les déchets sont donc retraités au moyen de processus complexes, et les déchets les plus dangereux (fort taux de radioactivité à long terme de rayonnement) sont vitrifiés et stockés dans des fûts en métal et en béton, ou vitrifiés pour devenir des blocs de verre. Cette vitrification est le moyen de conditionner l'ensemble des produits de fission et les actinides mineurs.
Nous avons vu comment le plutonium produit par retraitement de combustibles irradiés avait au cours des années changé de destination: prévu initialement pour les réacteurs à neutrons rapides (comme Superphénix), il a finalement été introduit dans les réacteurs à eau (REP). Malheureusement, ces derniers sont bien moins efficaces que les premiers pour bien utiliser ce combustible: en particulier, les réacteurs à eau ne permettent pas de recycler une deuxième fois le plutonium. En effet, le retraitement du combustible MOX aujourd'hui introduit dans les 58 réacteurs du parc français, est possible à l'usine de la Hague, mais la composition isotopique du plutonium de deuxième génération est dégradée, ce qui réduit l'intérêt d'un nouveau recyclage et rend plus délicats les problèmes de neutroniques: les plus fortes teneurs nécessaires aggravent les hétérogénéités et tendent à rendre positif le coéfficient de température du modérateur, ce qui rend le pilotage du réacteur plus complexe.
8- Le complexe de stockage "réversible" de Bure
Un stockage souterrain situé à Bure (Mosel) dans une couche d'argile à près de 500 mètres est en cours de test. C'est sur ce site que le projet Cigéo, piloté par l'Andra (Agence nationale pour la gestion des déchets nucléaires), doit accueillir les déchets les plus radioactifs (3% du total des déchets nucléaires) à 500 mètres sous terre, ainsi que ceux ayant la durée de vie la plus longue, En 2016, le coût de Cigéo a été fixé à 25 milliards d’euros par Ségolène Royal, alors ministre de l’Environnement. Cette somme couvrirait l’intégralité des dépenses pour les 140 années qui viennent. Un tel chiffrage laisse dubitatif de nombreux spécialistes.
Une demande d’autorisation devrait être déposée en 2018 pour une construction à partir de 2021. Les mines de sel comme moyen de stockage ont donc été abandonné (suite aux déboires allemands de la mine de sel de Asse) au profit d'un sol d'argilite censé fournir une stabilité géologique parfaite.
Des recherches sont en cours sur les effets de la chaleur émise par les déchets (chaleur auto-entretenue estimée à environ 90 °C à Bure) ou les interactions chimiques entre béton et roche. Après remplissage total de Cigéo, qui représenterait une installation souterraine de 15 km2 au terme de 100 ans d’exploitation, soit vers 2125, le site sera fermé, rebouché avec de la roche bentonite.
En janvier 2018 l'ASN rend son verdict sur le dossier et met un veto strict sur 18% des déchets nucléaires prévus, en invoquant des risques importants d'incendie. Ces déchets moyennement actifs à vie longue (MAVL) sont conditionnés dans du bitume et stockés à La Hague, à Marcoule et à Cadarache. L'ASN demande qu'avant d'envisager leur transfert sur le site de Bure ou un incendie dans une galerie souterraine peut vite se propager, leurs producteurs s'assurent qu'ils soient chimiquement stables. Sur ce point, l'Andra doit donc fournir des précisions méthodologiques sur la gestion d'incendie. Si ce sujet n'est pas traité de manière satisfaisante, le stockage de ces déchets ne sera pas autorisé par l'ASN". Il reste donc encore beaucoup de travail pour l'ANDRA avant de déposer sa demande d'autorisation en 2019 comme prévu et ainsi suivre le calendrier initial ou la phase pilote est prévue vers 2025.
Après fermeture, le stockage ne doit pas avoir d’impact avant 100.000 ans.
Pour garantir la sécurité des déchets, les concepteurs du site doivent aussi prendre en considération les risques extérieurs : les séismes, l'érosion, ou même le risque d’intrusion. C'est ce qui inquiète opposants aux projets : ces événements sont imprévisibles et on ne peut pas les exclure, surtout sur une période de 100.000 ans. Des problèmes plus philosophiques se posent sur la notion de mémoire et de transmission aux générations futures qui devront sur des milliers d'années garder la trace géographique et la compréhension du danger.
Mais comment s'adresser aux civilisations qui pourraient découvrir un site de stockage dans 10.000, 50.000 ou 100.000 ans ? Si on ne comprend toujours pas entièrement la raison d'être des pyramides, pourquoi nos descendants ne verraient-ils pas dans ces sarcophages de béton un temple religieux ou la cachette d'un trésor ? Le lieu doit rester sûr, même dans le cas où cette connaissance ou notre langue serait perdue.
Les scientifiques finlandais responsable du même type d'unité de stockage en Finlande à Onkolo pensent que "Le Cri", du peintre norvégien Edvard Munch, pourrait transmettre aux générations futures l'idée que le site sur lequel se trouve la représentation est dangereux. D'autres estiment que des signes cabalistiques simples seraient plus explicites.
Une vidéo nommée "Into Eternity" a été réalisée par ces scientifiques pour illustrer le projet et sa portée inter-générationnelle.
Quelle(s) alternative(s) industrielle(s) dans la sphère technique du nucléaire?
1- Les centrales nucléaires à fission au thorium
L’utilisation du thorium dans un réacteur nucléaire est régulièrement présentée comme une alternative à la filière fonctionnant à l’uranium. L’analyse détaillée des avantages et des inconvénients technico-économiques de cette option est complexe mais elle permet de mieux comprendre les choix de la France et d’autres pays.
La proportion de thorium dans la croûte terrestre est de l'ordre de un cent-millième, c'est-à-dire qu'il est plus abondant que l'étain, l'arsenic et les métaux précieux. Il y en a deux fois moins que le plomb, quatre fois moins que le zinc, dix fois moins que le cuivre, mais il est de trois à quatre fois plus abondant que l'uranium.
Par comparaison, voici les réserves d'uranium dans le monde. En 2015, le Kazakhstan produit environ 23.800 tonnes soit 39 % de l'uranium mondial. Il y a alors 17 mines d'uranium dans le pays. Le Kazakhstan posséderait 15 % des réserves mondiales d'uranium.
Ce réacteur à sels fondus fonctionnant sur le cycle du thorium, un radioélément très abondant sur la Terre. Sa spécificité : un combustible liquide qui permet d’adapter à la demande, et en particulier en fonction des exigences de sécurité, la quantité de matière fissile dans le réacteur, et qui permet, en cas d’urgence, de vidanger très rapidement.
Une maquette de réacteur à sels a fonctionné dans les années 1970 aux États-Unis, mais le concept est loin d’avoir atteint la maturité industrielle. Il figure néanmoins parmi les six filières retenues par le Forum génération IV parmi les 120 proposées. « Il est assez peu probable de voir une filière nucléaire fondée sur le thorium se développer en Europe, analyse Sylvain David. Mais la Chine, dont les besoins colossaux en énergie l’incitent à regarder dans toutes les directions, ou bien l’Inde, qui n’a pas d’accès facile à l’uranium, s’y intéressent de très près. »
Les centrales donc au thorium ont un grand nombre d'avantages:
- Les sels fondus ne réagissent ni avec l'air, ni avec l'eau
- La réaction se passe à température atmosphérique
- Le système est auto-stabilisés
- Le système se refroidit de lui-même
2- La fusion nucléaire et le projet Iter
L’avenir à long terme du nucléaire réside potentiellement dans la fusion plutôt que dans la fission. Alors que la première consiste à casser des noyaux lourds, l’énergie de la seconde surgit lorsque des noyaux atomiques légers s’assemblent. La seule fusion qui semble actuellement à notre portée est celle de deux isotopes de l'atome d'hydrogène, à savoir le deuterium (deux neutrons dans son noyau) et le tritium (trois neutrons dans son noyau). Leur fusion provoque la création d'un nouvel atome d'hélium.
Malheureusement, pour rapprocher suffisamment deux noyaux de deutérium qui sont chargés positivemenent, il faut vaincre la répulsion coulombienne en portant ces atomes à de très hautes températures (plusieurs dizaines, voire centaines de millions de degrés).
Il existe deux types de méthodes pour créer des plasmas d'hydrogène qui engendreront une fusion:
- La fusion par confinement inertiel
- soit via des lasers ultrapuissants, on comprime des microbilles d'hydrogène deutérium / tritium)
- soit via l'utilisation de Z-machines (onde de chocs électriques): une des principales Z-machines se trouve à Albuquerque (Etats-Unis) où l'installation permet de décharger d'immenses condensateurs électriques, libérant ainsi la puissance équivalente à 1000 éclairs en 20000 fois plus rapide.
- La fusion par confinement magnétique (cas d'Iter)
Avantages de la fusion : Nous avons vu qu'elle implique des atomes légers, en particulier le deutérium, naturellement présent dans l’eau de mer. De plus, elle n’engendre quasiment aucun déchet dangereux. Et elle est tellement fragile qu’il est physiquement impossible qu’un réacteur à fusion s’emballe.
Malheureusement, la maîtrise de la fusion à des fins civiles reste hypothétique et nécessite encore aujourd’hui de faramineux développements technologiques, tant dans le domaine des plasmas que dans celui des matériaux.
Le projet Iter (International Thermonuclear Experimental Reactor) a choisi le confinement magnétique. Iter est le plus grand projet scientifique mondial actuel1. Il est sujet à de nombreuses controverses, notamment concernant le budget du projet passé de 5 à 19 milliards d'euros.
Le tokamak est une machine expérimentale conçue pour démontrer la faisabilité scientifique et technique de l'énergie de fusion. Iter sera la plus grande installation de ce type au monde, avec un grand rayon de plasma de 6,2 m et un volume de plasma de 840 m³. L’usine cryogénique est en construction sur une zone de 8.000 m². Elle est prévue pour produire 12.500 litres d’hélium liquide à moins 170 degrés pour assurer le refroidissement des bobines supraconductrices.
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| Vue d’artiste du réacteur Iter, actuellement en construction sur le site du CEA à Cadarache. Celui-ci permettra aux chercheurs d’apprendre à maîtriser la stabilité d’un plasma de fusion. |
Avant la fin de la prochaine décennie, le réacteur expérimental Iter, actuellement en construction sur le site du CEA à Cadarache, permettra aux spécialistes de commencer à apprendre à maîtriser la stabilité d’un plasma de fusion. S’ils y parviennent, la construction d’un prototype industriel pourrait, au mieux, avoir lieu après le milieu du siècle. En décembre, l'état d'avancement des réalisations indispensables à la production du premier plasma atteint 50 %. ITER confirme la date prévisionnelle du premier plasma : décembre 2025 et du premier plasma en deutérium-tritium en 2035.
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| Etat d'avancement Phase 1 de la construction du bâtiment central d'ITER |
En cas de succès, l’énergie nucléaire pourrait alors définitivement prétendre au titre d’énergie durable, mais la projection actuelle n'estime une industrialisation possible de cette technologie avant 2100. De plus, de nombreux détracteurs au projet estiment que des verrous technologiques n'ont pas encore été levés (notamment sur la stabilité des plasmas générés - maîtrise des conséquences des disruptions en situation de très fortes température, pression et rayonnement.).
Le problème de ce projet ne réside donc pas dans le risque nucléaire mais dans le risque technologique de ne jamais aboutir et ainsi de se retrouver dans une impasse industrielle. Connaissant l'inflation budgétaire actuelle (19 milliards d'euros en 2018), il s'agit de savoir si l'investissement garde un sens ou non.
Conclusion
Sur cette courbe, produite par l'Office Parlementaire d'évaluation des Choix Scientifiques et Techniques est décrite la projection de puissance des différentes générations de réacteurs nucléaires à l'horizon 2100. En bleu : réacteurs actuellement en service. En rouge, les EPR, fonctionnant au plutonium, baptisés "génération III" et en rouge les surgénérateurs à neutrons rapides, fonctionnant au plutonium et au sodium, dont ASTRID sera le "démonstrateur".
Sur la question du recyclage des déchets nucléaires français, il faut bien comprendre qu'Areva communique beaucoup sur l'usine de retraitement de la Hague qui permet de ségréguer les déchets nucléaires usagés afin de trier les 95% d'uranium recyclables. Cependant, cet uranium nécessite d’être réenrichi pour donner de l'uranium de retraitement enrichi (URE) et Areva ne possède pas cette technologie. Après avoir recyclé l'uranium de retraitement (URT) de 1994 à 2013, EDF avait cessé de le faire à cause d'un process de traitement des effluents non satisfaisant. L'uranium de retraitement s'accumule donc sur le site Orano du Tricastin ; ce stock dépasse 20.000 tonnes et s'accroît de 1.000 tonnes par an. Il n'existe donc plus d'usine de conversion de l'uranium de retraitement en Europe occidentale et seule la Russie dispose d'une telle installation à Serversk. L'enrichissement peut être réalisé par le procédé d'ultracentrifugation en Europe par la société URENCO ou en Russie par les sociétés TENEX et ROSATOM. L'usine de Seversk, situé à 12 km de Tomsk, possède la particularité de pouvoir réenrichir l'uranium de retraitement, et notamment l'uranium français d'EDF, qui envoie tout son stock en Russie.
Ces 95% d'uranium issus de déchets sont donc envoyés à Tomsk en Sibérie orientale russe. La France est donc entièrement dépendante de la Russie en matière de recyclage de ces ultimes composants d'uranium! Néanmoins, cet uranium est stocké comme "réserve stratégique" en cas de crise. On hésite à le faire réenrichir par Eurodif pour éviter la pollution de l'usine par des isotopes mineurs (uranium 236, uranium 232, etcc) produits par irradiation. On envisagerait plutôt une usine spécifique pour traiter l'URT via une méthode d'ultracentrifugation également.
Dans tous les cas, on estime que 90% de l'uranium appauvri restera définitivement en Russie dans des conditions de stockage à l'air libre sans que les fûts de déchets soient protégés.
Sur le plan plus économique, en restant dans l'énergie nucléaire, le français Areva (devenu Orano en Janvier 2018) et le russe Rosatom (via sa filiale TVEL) coopèrent pour la fourniture de combustible nucléaire en Europe. Il s'agit avant tout de sanctuariser des marchés européens vis-à-vis d'acteurs américains (Westinghouse) et japonais (Japan Nuclear Fuel) qui pourraient prendre trop d'importance sur le vieux continent. On assiste ici à un concept appelé "coopétition" ou des entreprises en compétition directe, nouent des partenariats et des coopérations ponctuelles pour contrer une concurrence tierce. Ces deux entreprises Orano et Rosatom fournissent donc conjointement le Royaume-Uni, l'Allemagne et les Pays-Bas. Or, Orano et Rosatom sont des compétiteurs féroces sur le marché des centrales nucléaires et de l'industrie nucléaire en général ou ils présentent le même modèle d'entreprise intégrée verticalement. Les récents appels d'offres pour des centrales, en Turquie notamment, ont ainsi vu les deux entreprises s'opposer directement.
L'ASN par l'intermédiaire de Pierre-Franck CHEVET est le garant en France du contre-pouvoir nucléaire en France. M. CHEVET termine en Novembre 2018 son mandat non-renouvelable et montre une extreme intransigeance face aux acteurs du nucléaire que son Orano ou EDF. Une vidéo complète datant de juin 2018 est disponible sur YouTube pour les lecteurs souhaitant approfondir les sujets traitant du nucléaire (prolongation de la durée de vie des centrales, EPR, déchets, etc...):
Il indique que 75% des soudures sur l'EPR n'étaient pas aux normes demandées dans l'industrie nucléaire.
Les centrales nucléaires de type Fessenheim ont été conçues selon le code de construction Nord-Américain ASME. Or l'ASME est un code autoporteur, ce qui est peu fiable à comparer aux codes français. De ce fait, tous les appareils soumis à une source de rayonnements ionisants ont pour obligation d'être conçu selon le code RCCM.
Le RCC-M est le code français qui définit les règles de conception et de construction des matériels mécaniques des îlots nucléaires des Réacteur à Eau Pressurisée. Il suit notamment les évolutions de conception, suivi de fabrication et examen pour le réacteur à eau pressurisée européen (EPR). Ce code, régulièrement mis à jour depuis sa création en 1981, tient compte de l’évolution de la plupart des normes européennes et internationales reconnues, et, en particulier en France, de l’arrêté du 12 décembre 2005 relatif aux Equipements Sous Pression Nucléaires.
Nous voyons donc ici qu'il est difficile de prévoir ce que sera l'avenir du nucléaire français, et encore moins la situation au niveau mondial. De nombreux projets sont en cours mais les restrictions budgétaires doivent forcer la concentration sur un nombre plus restreints de projets afin d'assurer une pérennité à moyen terme de la production énergétique française. La décarbonation de notre production est également une contrainte nouvelle dans un environnement ou les changements climatiques sont maintenant connus et avérés. Au risque de tomber de Charybde en Scylla, le nucléaire de fission est sans doute la seule alternative viable à une industrie décarbonée, en attendant une supplantation à plus long terme de la production énergétique par des énergies totalement propres et renouvelables, dont on aura bien pris soins de mesurer la traçabilité carbone associée dans toute la chaine de fabrication.
Sources:
- Manuel d'intelligence économique, sous la direction de Christian Harbulot - 2ème édition mise à jour - PUF - 2015
- Géopolitique de la France - Plaidoyer pour la puissance - Pascal Gauchon - 2012
- Le Livre noir du nucléaire - David Zavaglia - QiDesign Livre - 2011
- Les 100 mots du nucléaire - Anne Lauvergeon & Bernard Barré - Edition Que sais-je? - 2009
- Pourquoi le nucléaire? - Bernard Barré - Edition de Boeck - 2017
- L'épopée de l'énergie nucléaire, une histoire scientifique et industrielle - Paul Reuss - EDP Sciences, "Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires" - 2007
Webographie:
http://ec.europa.eu/eurostat/statistics-explained/index.php/Nuclear_energy_statistics
http://www.cea.fr/Pages/domaines-recherche/energies/energie-nucleaire/astrid-option-quatrieme-generation.aspx?Type=Chapitre&numero=1
http://www.lemonde.fr/economie/article/2015/01/16/astrid-le-nouveau-reacteur-francais-a-5-milliards-d-euros_4557985_3234.html
http://sortirdunucleaire.org/Le-reacteur-Astrid-technologie
https://www.connaissancedesenergies.org/fiche-pedagogique/astrid-reacteur-nucleaire-a-neutrons-rapides
http://www.cea.fr/comprendre/Pages/energies/nucleaire/essentiel-sur-une-filiere-nucleaire-au-thorium.aspx
http://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_gp/Documents/Reacteurs/IRSN_Rapport-IRSN-DSR-157_GP-05072007.pdf
http://www.rtl.fr/actu/environnement/nucleaire-l-asn-juge-inacceptable-le-calendrier-de-demantelement-d-edf-7783639209
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