L’énergie nucléaire aujourd’hui - Nuclear Energy Agency · le socle sur lequel les...

L’énergie nucléaireaujourd’hui

Développement de l’énergie nucléaire

A G E N C E • P O U R • L ’ É N E R G I E • N U C L É A I R E

Cov-EnNuc Aujourd'hui 7/08/03 10:55

Développement de l’énergie nucléaire

L’énergienucléaire

aujourd’hui

AGENCE POUR L’ÉNERGIE NUCLÉAIREORGANISATION DE COOPÉRATION ET DE DÉVELOPPEMENT ÉCONOMIQUES

Fr-EnNuc Aujourd'hui 18/09/03 10:24 Page 1

Avant-proposToutes les prévisions de la demande mondiale d’énergie à un horizon de cinquante ans

s’accordent sur une très forte augmentation par rapport à la consommation actuelle.Cette demande sera alimentée essentiellement par les régions du monde qui ont aujourd’huiune consommation d’énergie relativement faible par rapport à celle des pays de l’OCDE et quis’intègrent de plus en plus dans l’économie mondiale. Avec la croissance de la demanded’énergie, toutes les économies auront à relever un véritable défi qui consistera à produirel’énergie nécessaire pour soutenir la croissance économique et promouvoir le développementsocial tout en renforçant la protection de l’environnement.

Dans ce contexte, une conclusion s’impose. Il appartient aux responsables politiques dedéfinir des politiques énergétiques à la hauteur de ce défi et assez solides pour maîtriserles risques liés à la mondialisation de l’économie. La diversification, la sécuritéd’approvisionnement, la protection de l’environnement et le développement technologiquesont les piliers de toute politique énergétique qui vise à fournir au marché suffisammentd’énergie à un coût raisonnable et de manière durable.

Parmi les différentes sources d’énergie qui apportent une contribution significativeà l’offre mondiale, aucune n’apparaît plus complexe que l’énergie nucléaire aux yeux desresponsables politiques. Les incidences économiques, technologiques et sociales de l’énergienucléaire étendent la portée des décisions bien au-delà des acteurs normaux du marché.

2


3

Les grandes questions que nos sociétés se posent au sujet de l’énergie nucléaireconcernent la sûreté des installations, le stockage final des déchets radioactifs à vie longue,la contribution possible de cette forme d’énergie à la réduction des émissions de gaz à effetde serre, l’économie du cycle du combustible, en particulier sur des marchés de l’électricitélibéralisés, et la non-prolifération des armes nucléaires.

L’Agence de l’OCDE pour l’énergie nucléaire (AEN) travaille dans nombre de ces domainesdepuis plus de quarante ans. Sa méthode consiste à faire coopérer la plupart des grandsspécialistes mondiaux dans chaque domaine pour obtenir une analyse collective objectivequi servira de base de décision aux gouvernements.

Les travaux de l’AEN s’appuient sur l’analyse scientifique et technique des différentescomposantes du cycle du combustible nucléaire. Cette base scientifique et technique estle socle sur lequel les responsables politiques peuvent fonder leur politique énergétique etnucléaire après y avoir incorporé les facteurs sociaux.

Il est très difficile de présenter dans un petit ouvrage tous les éléments qui doivent êtrepris en considération pour élaborer une politique nucléaire solide. Je pense cependant quecette publication de l’AEN peut aider les gouvernants à exercer leurs responsabilités etles autres lecteurs à mieux comprendre les réalités qui caractérisent l’une des technologiesles plus impressionnantes des soixante dernières années, une technologie qui repose surl’invisible, ces forces internes qui relient entre eux les plus petits éléments constitutifs dela matière, les atomes.

Dans la mesure où l’énergie nucléaire peut être maîtrisée sans risque inacceptable,sa contribution au développement durable de nos sociétés est à l’ordre du jour.

Luis E. EchávarriDirecteur général de l’AEN


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5

Introduction

Le présent ouvrage aborde les grandes questions d’actualité sur l’énergie nucléaireà travers une présentation factuelle bien étayée. Il s’adresse d’abord aux responsablespolitiques, mais il intéressera aussi les dirigeants d’entreprise, les universitaires, lesjournalistes et le grand public.

Après un bref historique au premier chapitre, l’ouvrage passe en revue les questionsessentielles qui jouent un rôle important dans le débat actuel sur l’énergie nucléaire. Leschapitres 2 et 3 exposent les principes fondamentaux et les technologies de base de la filièrenucléaire. Les chapitres 4 à 8 présentent les faits et les interrogations concernant la gestiondes déchets radioactifs, la sûreté nucléaire, la radioprotection, l’économie, le droitinternational et la non-prolifération. Le chapitre 9 examine l’énergie nucléaire dans lecontexte du développement durable. Le dernier chapitre, tourné vers l’avenir, s’intéresseau potentiel des nouvelles technologies nucléaires.

L’information contenue dans l’ouvrage est nécessairement succincte, mais une listeannotée concluant chaque chapitre renvoie le lecteur à la fin de l’ouvrage où des référencesplus complètes propices à un approfondissement du sujet lui sont proposées. Les principes etles termes essentiels sont brièvement définis tout au long de l’ouvrage et un glossaire donnedes définitions plus extensives. Les termes et expressions en vert renvoient au glossaire. Siun terme ou une expression revient plusieurs fois dans un même chapitre, seule sa premièreoccurrence est normalement mise en évidence.


Avant-propos 2

Introduction 5

1. Panorama actuel de l’énergie nucléaire 9

2. Principes fondamentaux de l’énergie nucléaire 13Fission nucléaire 13Composants essentiels d’un réacteur nucléaire 16Filières de réacteurs 17Fusion nucléaire 20

3. Le cycle du combustible nucléaire 23Début du cycle 24Fin du cycle 27Déclassement 29

4. Gestion des déchets radioactifs 31Catégories de déchets radioactifs 31Principes de gestion des déchets radioactifs 33Pratiques de gestion des déchets radioactifs 34Stockage final des déchets à vie longue dans des formations géologiques 35Transport 38Considérations sociales et politiques 39

5. Sûreté nucléaire 41Éléments fondamentaux de la sûreté nucléaire 41Expérience d’exploitation 47Impact de la déréglementation des marchés sur la sûreté nucléaire 48Sûreté des réacteurs du futur 49

6

Table des matières


7

6. Radioprotection 51Fondements scientifiques et médicaux 51Le système de radioprotection et ses fondements réglementaires 57Intervention en cas d’accident 59Retour à la normale après un accident 60

7. L’économie de l’énergie nucléaire 63Coûts, risques et responsabilités 63Aspects concurrentiels 65

8. Le droit nucléaire international et la non-prolifération 69Droit nucléaire international 69Non-prolifération 74

9. Énergie nucléaire et développement durable 77Demande d’énergie 77Énergie nucléaire et développement durable 78

10. Avenir de l’énergie nucléaire 85Autres applications de l’énergie nucléaire 86Recherche et développement 89

Conclusions 93

Glossaire 95

Pour compléter votre information 109

Listes des figures, tableaux et crédits photographiques 116


Stimulée par l’imminence de la Seconde Guerremondiale, la science nucléaire a progressérapidement après la découverte du neutron parSir James Chadwick en 1932. Cette avancéefondamentale de la connaissance a conduit àdécouvrir en 1939 que les atomes libèrent del’énergie lorsqu’ils subissent une fission, c’est-à-dire lorsqu’ils se fragmentent. Cette nouvelledécouverte a ouvert la voie à la première réactionen chaîne contrôlée (1943), à la première bombeatomique (1945) et à la première productiond’électricité d’origine nucléaire (1951). Ainsi, enune vingtaine d’années, l’énergie nucléaire estpassée de la connaissance de ses premiers principesà sa démonstration pratique.

Après cette première application de l’énergienucléaire pour la production d’électricité auxÉtats-Unis, le Royaume-Uni (1953), la Russie(1954), la France (1956) et l’Allemagne (1961) luiont emboîté le pas. Ainsi, cinq pays ont exploitécette source d’énergie pour produire de l’électricitédans la première décennie qui a suivi sadémonstration pratique. Dix autres pays les ontrejoints dans les années 60 et dix autres encoredans les années 70. Ensuite, la croissance dunucléaire s’est ralentie à cause de la conjonctiond’un ralentissement de l’économie mondiale etd’une baisse des prix des combustibles fossiles.Pendant que les effets de cette tendance sefaisaient ressentir, deux accidents – l’un àThree Mile Island aux États-Unis (1979) et l’autre

9

Panorama actuelde l’énergie nucléaire

L’énergie nucléaire a connu une croissance continue depuis son avènement. Elle aaccru ses performances et son rendement pour devenir une importante source

d’énergie qui fournit quelque 17 % de la production mondiale d’électricité.

Chapitre 1

400

300

Tendance d'évolutionNombre de réacteurs

Nombrede réacteurs

Puissance installée350

200

250

100

50

1672

136

253

326345 352

4581

167

243

365

419 435 436

150

1965 1970 1975 1980 1985 1990 1995 2000

359

441

20020

450

350

400

250

300

150

100

200

50

Gigawatts nets

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Figure 1.1 : Croissance historique de l’industrie électronucléaire (1965-2002)

Source : AIEA.


à Tchernobyl dans l’ex-Union soviétique (1986) –ont soulevé des questions importantes aux yeuxdu public vis-à-vis de la sûreté nucléaire. Toutceci s’est traduit par une croissance nucléairenettement réduite pendant les années 90.Quelques pays continuent néanmoins de lancerdes programmes nucléaires ambitieux et laproduction électronucléaire continue d’augmenterlégèrement (voir figure 1.1).

Au total, 32 pays ont produit de l’électricité ense servant de réacteurs nucléaires et accumulé plusde 10 000 réacteurs-an d’expérience d’exploitationà ce jour. À la fin du premier « siècle nucléaire »,ils avaient produit plus de 40 000 térawattheures(TWh) nets d’électricité. Au 1er janvier 2003, on

dénombrait 441 réacteurs nucléaires en serviceindustriel (voir tableau 1.1). Ces réacteursreprésentent une puissance installée netted’environ 357 gigawatts (GWe) et fournissentenviron 7 % de l’énergie mondiale totale etenviron 17 % de la production mondialed’électricité (voir figures 1.2 et 1.3). Dans la zoneOCDE, 356 réacteurs nucléaires sont en serviceindustriel dans 17 pays. Ils représentent unepuissance installée nette de 306 GWe et produisentenviron 11 % de l’énergie totale et quelque 24 %de la production d’électricité. Par ailleurs,34 réacteurs représentant une puissance installéecomplémentaire de 27 GWe nets sont enconstruction dans le monde.

Les figures 1.2 et 1.3 mettent en évidence letaux élevé de dépendance mondiale à l’égard descombustibles fossiles pour les approvisionnementsen énergie primaire et la production d’électricité.La production de gaz à effet de serre qui en résulteet qui provoque le réchauffement climatique de laplanète est une des raisons principales qui incite deplus en plus à vouloir « décarboner » les économiesmondiales. Les préoccupations au sujet de lasécurité d’approvisionnement en énergie, en raisonde la concentration des ressources de pétrole et degaz naturel dans un faible nombre de pays, sont unautre élément de réflexion que les gouvernementsont à prendre en compte pour l’élaboration despolitiques énergétiques. Comme l’énergie nucléaire

Tableau 1.1Réacteurs opérationnels(au 1er janvier 2003)

Pays Nombre deréacteurs

États-Unis 104France 59Japon 54Royaume-Uni 33Russie 30Allemagne 19République de Corée 18Canada 14Inde 14Ukraine 13Reste du monde 83

Total 441

Source : AIEA.

10

Nucléaire16,9

Hydraulique17,1

Autres1,6

Charbon39,1

Pétrole7,9

Gaz17,4

Total : 15 379 TWh

Figure 1.3 : Production mondiale d’électricitépar type de combustible en 2000

(en pourcentage)

Nucléaire6,8

Hydraulique2,3

Renouvelablescombustibleset déchets

11,0

Autres0,5

Charbon23,5

Pétrole34,9

Gaz21,1

Total : 9 963 Mtep

Figure 1.2 : Approvisionnements mondiauxen énergie primaire par type de combustible en 2000

(en pourcentage)

Sir James Chadwicka découvert le

neutron en 1932.

Source : Agence internationale de l’énergie (AIE).


n’émet pas de carbone et que ses ressources sontassez uniformément réparties dans le monde, ellefocalise l’attention par sa capacité à répondre àces deux objectifs des politiques énergétiques.

Grâce à l’amélioration des performances descentrales nucléaires au cours de la dernièredécennie, que l’on mesure par leur disponibilité enénergie, beaucoup de pays ont battu des recordsde production d’électricité d’origine nucléaire cesdernières années (voir figure 1.4). En 2001, desrecords de production ont été enregistrés enAllemagne, en Argentine, au Brésil, en Bulgarie, enEspagne, aux États-Unis, en Finlande, en France, enInde, en République de Corée, en Russie et en Suisse.

Cependant, malgré sa maturité technologique,son utilisation largement répandue et ses progrès

constants, l’énergie nucléaire occupe une place àpart dans la palette énergétique en raison du degréd’intervention des pouvoirs publics et des craintesqu’elle suscite dans le public. Cette place à parts’explique par de nombreux facteurs, en particulierses antécédents militaires et son aptitude à êtreutilisée dans l’armement, sa complexité technique,l’impact à long terme des déchets nucléaires, lacomplexité des exigences en matière de sûreté,d’assurance et de droit, les conséquencesd’accidents potentiels, les effets sanitaires d’uneexposition aux rayonnements ionisants et lesinvestissements considérables requis pour sonexploitation. Il est donc important de bienappréhender ces différents aspects pourcomprendre l’énergie nucléaire aujourd’hui.

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681990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001

70

72

74 72,974,2 74,3 74,6

76,2

77,778,7 78,6 79,2

81,182,3

83,4

76

78

80

82

84

Pourcentage

Figure 1.4 : Évolution du coefficient de disponibilité en énergiedu parc nucléaire mondial (1990-2001)

Source : Système de documentation sur les réacteurs de puissance, AIEA.

Pour compléter votre information

Voir les références aux thèmes ci-dessous dans la rubrique« Pour compléter votre information » à la fin de l’ouvrage pourobtenir des informations plus détaillées sur :● Le nombre et le type de réacteurs en service dans le

monde, avec des informations complémentaires etune mise à jour annuelle, voir 1.1 et 1.2.

● Les estimations de l’offre et de la demande d’énergiepar région et par type de combustible, voir 1.3, etles projections pour le proche avenir, voir 1.4.

● Le débat sur le rôle de l’énergie nucléaire et lesquestions connexes au sein de l’OCDE, voir 1.5.

Le coefficient de disponibilité en énergie est le rapport entre la production maximale d’énergie possible d’unecentrale nucléaire et l’énergie qu’elle injecte effectivement sur le réseau ; ce coefficient mesure laperformance opérationnelle de la centrale.

La premièreréaction en chaîneentretenue a étéréalisée le2 décembre 1942à Chicago(États-Unis) sousla directiond’Enrico Fermi.


Par essence, un réacteur nucléaire estsimplement un moyen de produire de la chaleurpour faire bouillir de l’eau qui se transforme envapeur et entraîne des turboalternateurs quiproduisent de l’électricité. Le présent chapitredécrit les processus mis en œuvre et les techniquesutilisées pour exploiter l’énergie.

Une réaction nucléaire est un processus parlequel le noyau d’un atome se transforme enentrant en collision avec d’autres corps quipeuvent être des particules alpha, des rayonsgamma, des neutrons, des protons ou d’autresatomes. Parmi toutes les réactions nucléairespossibles, deux, la fission et la fusion, sontparticulièrement intéressantes parce qu’elleslibèrent une grande quantité d’énergie, maisjusqu’à présent seule la fission a pu être maîtriséepour produire de l’électricité.

Fission nucléaireCertains éléments lourds existant à l’état

naturel ou produits par l’homme, comme l’uraniumet le plutonium, sont relativement instables.

Lorsque leur noyau est percuté par un neutron,il l’absorbe et sous l’impact, il peut se rompre parfission, c’est-à-dire se scinder en deux fragments,en libérant en même temps deux ou trois neutronset en dégageant de l’énergie (voir figure 2.1).

Les fragments du noyau, qui peuvent seprésenter sous des combinaisons multiples, sontappelés « produits de fission ». La masse totale desproduits de la réaction (produits de fission etneutrons) est très légèrement inférieure à la masseoriginelle de l’atome et du neutron qui l’a percuté.Cette perte ou défaut de masse a été transforméeen énergie selon la célèbre formule d’EinsteinE = mc2.

La figure 2.2 indique la probabilité que desisotopes de masse donnée soient produits par uneréaction en chaîne, dans le cas présent à partird’un atome d’uranium-235 (235U). En termes dequantité et de radioactivité, les principaux isotopesproduits par la fission du 235U sont les isotopesradioactifs du brome (Br), du césium (Cs), de l’iode(I), du krypton (Kr), du strontium (Sr) et du xénon(Xe). Comme pour toute substance radioactive, laradioactivité de ces produits de filiation diminue

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Principes fondamentauxde l’énergie nucléaire

La fission nucléaire est une réaction nucléaire qui se produit lorsqu’un neutronrencontre certains noyaux atomiques lourds. En se cassant, le noyau dégage de

l’énergie dont la majeure partie peut être transformée en chaleur. La fusion est uneautre réaction nucléaire calogène, mais qui n’est pas encore suffisamment maîtrisée

pour produire de l’énergie.

Les réacteurs nucléaires sont des machines conçues pour déclencher et contrôler lesréactions en chaîne qui produiront de la chaleur et de l’électricité. Il existe beaucoup

de types de réacteurs industriels qui ont plusieurs composants en commun :le combustible, le modérateur, le réfrigérant et les barres de commande.

À l’heure actuelle, près de 80 % des réacteurs nucléaires en service utilisent de l’eauordinaire comme réfrigérant (caloporteur) et comme modérateur. Les principaux types

de réacteurs de cette filière sont les réacteurs à eau sous pression (REP) etles réacteurs à eau bouillante (REB). Ils consomment principalement de l’uranium.

Chapitre 2


dans le temps. Le temps de décroissanceradioactive, mesuré par la période radioactive,varie selon les éléments. En raison de leurabondance et de leur radioactivité, ces produitsde filiation et leurs descendants radioactifsreprésentent une part importante des déchetsnucléaires (voir chapitre 4).

Étant donné que ces fragments de fission sontéjectés après l’impact initial, ils vont à leur tourpercuter des atomes voisins et perdent immédiatementl’essentiel de leur énergie cinétique qui est ainsitransformée en énergie thermique. C’est cettechaleur qui est utilisée pour produire l’électricité.

Lorsque les neutrons libérés par la fissionentrent en collision avec d’autres atomes fissilesproches, ils peuvent provoquer une nouvelle fissionet libérer d’autres neutrons, et ainsi de suite. C’estce qu’on appelle la réaction en chaîne. Lesneutrons peuvent aussi rebondir sur un atome(dispersion), échapper à toute interaction (évasion)ou être simplement absorbés sans provoquer defission (capture).

Lorsque le nombre de neutrons libérés estsuffisant pour compenser le nombre de neutronsperdus par évasion ou par capture, la réaction enchaîne s’auto-entretient et on dit que le systèmeatteint la criticité. La masse critique est la quantitéminimale de matière fissile nécessaire, dans desconditions données, pour maintenir une réactionen chaîne.

Les neutrons à énergie cinétique relativementfaible (moins de 0,1 électron-volt – eV) sont desneutrons thermiques (ou lents). Ce sont les plusefficaces pour provoquer la fission de l’uranium etdu plutonium. Les neutrons à haute énergiecinétique (jusqu’à 10 millions d’électrons-volt –MeV) sont des neutrons rapides. Tous les neutronsproduits par la fission sont des neutrons rapides.Bien que les neutrons rapides soient moinsefficaces pour la fission de l’uranium, ils peuventêtre efficaces pour une large gamme d’isotopes.On utilise un modérateur pour ralentir les neutronsrapides libérés lors de la fission et en faire desneutrons thermiques dont l’énergie convient mieuxpour les centrales nucléaires de puissance.

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Lise Meitner (1878-1968) est une des grandes figures qui ont joué un rôle éminent dans ladécouverte de la fission nucléaire. Autrichienne de naissance, elle a mené ses expérimentationssur les transuraniens en Allemagne. Contrainte de fuir le régime nazi parce qu’elle était juive,elle se réfugia en Suède en 1938. À l’occasion d’une visite chez son neveu Otto Frisch au Danemark,ils démontrèrent ensemble qu’il était possible de fragmenter un atome d’uranium. En 1939, ilsdécrivirent leur découverte dans un document demeuré célèbre qui s’intitule « Disintegration ofUranium by Neutrons. A New Type of Nuclear Reaction » et inventèrent le mot « fission » à cetteoccasion.

neutron

collisionnucléaire

neutronslibérés

fragm

ents

de fis

sion

rayonnements γ(energie)

235U

143Xe

90Sr

Figure 2.1 : Réaction de fission typique


Lorsque le noyau d’un atome capture unneutron sans se scinder, il peut se transformeren un autre élément (transmutation). Dans unréacteur nucléaire, ces transmutations génèrenttoute une série d’éléments à vie longue quin’existent pas dans la nature ou y sont très rares(voir tableau 2.1).

Tous les éléments figurant dans le tableau 2.1sont radioactifs et certains, en particulier leplutonium, peuvent être utilisés commecombustible nucléaire. En raison de leur longuepériode radioactive et de leur forte toxicitébiologique et radiologique, ils représentent uneautre partie importante des déchets nucléaires etexpliquent pourquoi certains déchets doivent êtreconfinés pendant une très longue durée (voirchapitre 4).

La fission nucléaire est une source d’énergieextrêmement puissante et à très forte densité

énergétique, c’est-à-dire qu’elle produit une trèsforte quantité d’énergie par unité de combustibleconsommé. Par rapport à la combustion decombustibles fossiles, les réactions de fissionconsomment beaucoup moins de matière premièrepour produire une quantité d’énergie équivalente.Ainsi, un kilogramme d’uranium produit autantd’énergie qu’environ 45 000 kg de bois, 22 000 kgde charbon, 15 000 kg de pétrole ou 14 000 kg degaz naturel liquide (voir tableau 2.2).

De même, par rapport aux énergiesrenouvelables, comme le solaire et l’éolien, lenucléaire nécessite beaucoup moins d’espace pourproduire la même quantité d’énergie. Ainsi, enl’état actuel de la technique, une centrale nucléaireéquipée d’un réacteur de 900 mégawattsélectriques (MWe) produit autant d’énergie que70 km2 de panneaux solaires ou que quelquesmilliers d’éoliennes si l’on tient compte de leurrendement et de leur disponibilité.

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Nombre de masse

Rendements

Br, Kr, Sr

Cs, I, Xe

(en % de produits de fission)

7560 90 120 135 150 1650

1

2

3

4

5

6

7

8

105

Tableau 2.1Isotopes importants formés par captureneutronique dans un réacteur nucléaire

Élément Période approximative

Neptunium (237Np) 2 140 000 ansPlutonium (239Pu) 24 000 ansAmericium (243Am) 7 400 ans

Tableau 2.2Pouvoir énergétique

de divers combustibles

Combustible Pouvoir énergétiqueapproximatif par tonne (GJ)

Bois 14Charbon 29Pétrole 42Gaz naturel (liquéfié) 46Uranium (REO, cycle ouvert) 630 000

Une matière fissileest une matièresusceptible desubir une fissionsous l’impact d’unneutron thermique.En pratique, lesmatières fissiles lesplus importantessont 235U et 239Pu.Une matièrefissionnable est unematière susceptiblede subir unefission, mais elle sedistingue d’unematière fissile ence qu’elle sefragmente sousl’impact d’unneutron rapide.238U est unexemple dematièrefissionnable.Une matière fertileest une matièresusceptible dedevenir fissile parcapture d’un ou deplusieurs neutrons,ce processuspouvants’accompagnerd’unedésintégrationradioactive. 238U,qui est fissionable,mais peut aussi setransformer en239Pu partransmutation, et232Th, qui peut setransformer en 233Upar transmutation,sont des exemplesimportants dematières fertiles.

Figure 2.2 : Distribution des fragments de fissionrésultant de la fission du 235U par des neutrons thermiques


Composants essentielsd’un réacteur nucléaire

La technologie de base utilisée pour exploiterl’énergie de fission est le réacteur nucléaire. Ilexiste de nombreux types de réacteurs, mais ilsont tous plusieurs composants en commun :le combustible, le modérateur, le réfrigérant(caloporteur) et les barres de commande (voirfigure 2.3).

Combustible

L’uranium se présente sous deux formesisotopiques principales : 235U et 238U. Le premierisotope (235U) est la seule matière fissile présentedans la nature, c’est-à-dire qu’elle se fragmentefacilement sous l’impact de neutrons thermiquesou rapides. Presque tous les réacteurs utilisentdonc l’uranium comme combustible. La plupartdes combustibles utilisés dans les réacteurs depuissance sont traités de façon à augmenter leur

teneur naturelle en 235U (0,711 %) pour la porterà 2-5 %. On dit que le combustible est enrichi en235U.

Le reste de l’uranium, c’est-à-dire le deuxièmeisotope (238U), ne peut subir une fission que sousl’impact de neutrons rapides d’un certain niveaud’énergie. Quand il n’y a pas fission, mais simpleabsorption du neutron, 238U se transforme enplutonium-239 (239Pu). Cet isotope du plutonium(il en existe beaucoup d’autres) est fissile,c’est-à-dire qu’il peut se fragmenter sous l’impactde neutrons thermiques ou rapides. Sa contributionà la production d’énergie des réacteurs à eauordinaire s’accroît progressivement jusqu’àreprésenter presque 30 % de cette production.Quelques réacteurs consomment des combustiblesqui contiennent du plutonium dans leurcomposition de départ (combustibles à oxydesmixtes ou MOX). La fabrication de ce type decombustible permet d’exploiter le stock deplutonium qui est extrait des combustibles usés etqui autrement constituerait un déchet.

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Figure 2.3 : Composants essentiels d’une centrale nucléaire de la filière à eau sous pression

Vapeur

Eau d’alimentationEau froide

Eau chaude vers tour de réfrigération

1 – Réacteur : le combustible (en vert) chauffe l’eau sous pression. Les barres de commande (en gris) absorbent des neutronspour contrôler la réaction nucléaire ou l’arrêter.

2 – Réfrigérant et modérateur : le combustible et les barres de commande sont immergés dans de l’eau qui sert à la foisà refroidir le cœur du réacteur et à ralentir (modérer) les neutrons.

3 – Générateur de vapeur : l’eau chaude du réacteur est envoyée par pompage dans un échangeur de chaleur qui produitde la vapeur à haute pression.

4 – Turboalternateur : la vapeur entraîne le groupe turboalternateur qui produit l’électricité.5 – Condenseur : il condense la vapeur à sa sortie de la turbine.6 – Tour de réfrigération : elle extrait la chaleur de l’eau du condenseur qu’elle ramène à température quasi ambiante.

1

2

3

4

5

6

Source : New Scientist.


Modérateur

Un modérateur est nécessaire pour ralentir lesneutrons rapides émis lors de la fission, c’est-à-direpour abaisser leur énergie au niveau thermique etaccroître ainsi leur capacité à créer d’autresfissions. Le modérateur doit avoir une massesuffisamment faible pour pouvoir ralentir lesneutrons sans les capturer. On utilise généralementde l’eau ordinaire comme modérateur. Le graphite,une forme du carbone, et l’eau lourde, eau forméeavec du deutérium, isotope lourd de l’hydrogène,sont également utilisés comme modérateurs.

Réfrigérant

Un réfrigérant (ou caloporteur) est nécessairepour extraire la chaleur produite dans le réacteurpar la fission nucléaire et pour maintenir latempérature du combustible dans des limitesacceptables. Cette chaleur est utilisée pourproduire la vapeur qui sert à entraîner le groupeturboalternateur. Si le réfrigérant est de l’eau,la vapeur peut alimenter directement la turbine.L’eau peut aussi être envoyée dans un échangeurqui en extrait la chaleur pour produire la vapeur.L’eau lourde, des gaz comme le dioxyde de carboneou l’hélium, et des métaux fondus comme lesodium, le plomb ou le bismuth peuvent aussiservir de réfrigérant. Le réfrigérant peut égalementremplir la fonction de modérateur. C’estnotamment le cas de l’eau dans la plupart desréacteurs modernes.

Barres de commande

Les barres de commande sont composées dematières qui absorbent les neutrons (neutrophages)comme le bore, l’argent, l’indium, le cadmiumet l’hafnium. Elle sont insérées dans le réacteurpour diminuer le nombre de neutrons et, parconséquent, arrêter la réaction en chaîne en casde besoin ou, en fonctionnement normal, pourcontrôler et réguler le niveau et la distributionspatiale de puissance du réacteur.

Autres composants

Le combustible et la structure mécanique quile maintient en place forment le cœur du réacteur.Un réflecteur entoure généralement le cœur pourrenvoyer un maximum de neutrons qui s’en sontéchappés et maximiser ainsi le rendementneutronique. C’est souvent le réfrigérant et/ou

le modérateur qui sert de réflecteur. Le cœur etson réflecteur sont fréquemment logés dans unépais conteneur en acier appelé cuve du réacteur.Un bouclier protège la cuve des rayonnementsintenses émis lors de la fission (voir chapitre 6).Le cœur et les structures internes de la cuve sontdotés de nombreux instruments de mesure quipermettent de surveiller et de piloter le réacteur(contrôle de la température, de la pression, desrayonnements et du niveau de puissance).

Filières de réacteursUne méthode courante et pratique de

classement des réacteurs repose sur le type deréfrigérant utilisé. Quelque 80 % des réacteursde puissance en service au début de 2003 étaientrefroidis et modérés à l’eau ordinaire. C’est lafilière de réacteurs à eau ordinaire (appelée aussi« à eau légère »). Cette filière se subdivise en deuxgroupes : les réacteurs à eau sous pression (REP),avec une variante russe (VVER), et les réacteursà eau bouillante (REB). La plupart des 20 %restants sont refroidis à l’eau lourde ou au gaz.La figure 2.4 indique la répartition des réacteursde puissance en service dans le monde par type.

Les principaux types de réacteurs de puissancesont décrits succinctement dans cette section quidonne également le nombre de réacteurs dechaque type en service au 1er janvier 2003.

Pour chaque type de réacteur, il existe plusieursmodèles qui varient selon les critères nationaux,les constructeurs et les exploitants.

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REB20,8 %

RELP7,7 %

RRG7,2 %

RBMK3,8 %

REP48 %

VVER11,5 %

Autres0,9 %

Figure 2.4 : Répartition des réacteurs en servicedans le monde par type (au 1er janvier 2003)

Source : AIEA.


Réacteurs à eau sous pression(REP)

Au début de 2003, il y avait 212 réacteurs REPen service dans le monde, dont 150 en France, auJapon et aux États-Unis.

L’eau ordinaire sert à la fois de réfrigérant etde modérateur. En service, elle est maintenue à trèshaute pression (environ 15,5 MPa ou 155 bar) pourqu’elle reste sous forme liquide à températureélevée (au-dessus de 300°C). Elle circule dansl’enveloppe du circuit primaire, composée

principalement de la cuve du réacteur et destuyauteries primaires, sous l’action de pompespuissantes. En traversant le générateur de vapeur,elle cède sa chaleur à une eau qui circule dans uncircuit secondaire et qui se transforme en vapeur.La vapeur entraîne le groupe turboalternateur quiproduit l’électricité (voir figure 2.5).

VVER

Il y a actuellement 51 réacteurs VVER enservice, dont 26 en Russie et en Ukraine. Les autresse trouvent en Arménie, en Bulgarie, en Finlande,en Hongrie, dans la République slovaque et dansla République tchèque. VVER est un sigle russe quisignifie « réacteur refroidi et modéré à l’eau ». Cesréacteurs sont des REP de conception russe.

Les réacteurs VVER de la première génération(type 440/230) doivent subir des modificationscoûteuses parce que leur conception d’originene correspond plus aux pratiques actuelles de lasûreté nucléaire. Certains pays, comme la Bulgarieet la République slovaque, ont donc décidé de lesarrêter.

Réacteurs à eau bouillante (REB)

Il y a 92 REB en service dans neuf pays, dont64 au Japon et aux États-Unis. Comme dans lestypes de réacteurs précédents, l’eau sert à la foisde réfrigérant et de modérateur, mais elle est àune pression beaucoup plus basse que dans les REP(environ 7 MPa ou 70 bar), si bien qu’elle sevaporise en absorbant la chaleur du réacteur.La vapeur alimente directement le groupeturboalternateur qui produit l’électricité (voirfigure 2.6). La conception de ce type de chaudièrenucléaire est simplifiée par rapport aux REPpuisqu’elle économise le générateur de vapeur,mais la radioactivité s’étend au groupeturboalternateur.

Réacteurs à eau lourde souspression (RELP)

Il existe 34 RELP en service dans six pays, dont14 dans leur pays d’origine, le Canada, et les autresen Argentine, en Inde, au Pakistan, dans laRépublique de Corée et en Roumanie. Cette filière,connue sous le nom de CANDU (acronyme deCANadian Deuterium Uranium), utilise l’eau lourdeD20 (eau formée avec du deutérium, isotope lourdde l’hydrogène) comme réfrigérant et modérateur.

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Un réacteursurgénérateur est

un réacteur quiproduit autant

ou plus decombustible qu’iln’en consomme.

Barres decommande

Cuve duréacteur

Structure deconfinement

Vapeur

Turbine Générateur

Eau

Condenseur

Cœur duréacteur

Figure 2.6 : Réacteur à eau bouillante (REB)

Structure deconfinement

GénérateurTurbine

Condenseur

Barres decommande

Cuve duréacteur

Cœur duréacteur

Vapeur

Eau

Générateurde vapeur

Figure 2.5 : Réacteur à eau sous pression (REP)

Source : Site web du Nuclear Energy Institute.


L’eau lourde permet d’utiliser l’uranium naturelcomme combustible, ce qui évite la coûteuse étapede l’enrichissement de l’uranium. En revanche,sa production exige une installation spéciale pourséparer le D20 de l’eau ordinaire et porter sateneur, qui est de moins de 0,1 % à l’état naturel,à 99 %, qui est la teneur en eau lourde de l’eauutilisée dans les réacteurs CANDU. Comme dans lesREP, l’eau traverse un générateur de vapeur danslequel elle cède sa chaleur à de l’eau qui circuledans un autre circuit et qui se transforme envapeur. Un avantage de la filière CANDU est quele rechargement du combustible peut s’effectuerpendant que le réacteur fonctionne, alors qu’il nepeut s’effectuer qu’à l’arrêt dans les REP et les REB.Cette caractéristique confère une disponibilitéélevée à cette filière, mais au prix d’uneexploitation complexe.

Réacteurs refroidis au gaz (RRG)

Il y a 33 RRG en service industriel, tous auRoyaume-Uni. On distingue deux types de RRG : leréacteur Magnox (qui tire son nom de l’alliage demagnésium utilisé pour le gainage des élémentscombustibles) et le réacteur avancé AGR(« advanced gas-cooled reactor »). Ils utilisent tousdu dioxyde de carbone comme réfrigérant et dugraphite comme modérateur. Le réacteur Magnoxconsomme de l’uranium naturel et l’AGR del’uranium enrichi. Comme les réacteurs CANDU,ils peuvent être rechargés en fonctionnement avecles mêmes avantages et inconvénients.

Réacteurs RBMK

Il reste 17 RBMK en service, dont 15 en Russieet 2 en Lituanie. RBMK est un sigle russe quisignifie « réacteur bouillant de grande puissance ».

Ce type de réacteur utilise de l’eau ordinairecomme réfrigérant et du graphite commemodérateur. Comme dans les REB, l’eau se vaporiseen traversant le cœur du réacteur et la vapeuralimente directement le groupe turboalternateur.

Les RBMK, conçus de longue date, ont souventété construits sans les caractéristiques de sûreté etsans observer les principes de sûreté exigés ailleurs,et certains d’entre eux sont exploités ainsi. C’est dansun réacteur de ce type qu’est survenu le tristementcélèbre accident de Tchernobyl (Ukraine) en 1986.

La filière RBMK suscite des inquiétudesparticulières sur le plan de la sûreté parce qu’il est

impossible de modifier ces réacteurs à un coûtraisonnable pour les amener au niveau despratiques de sûreté actuelles.

Réacteurs surgénérateursà neutrons rapides

Tous les réacteurs décrits plus haut sont desréacteurs thermiques, c’est-à-dire que la fissionest provoquée essentiellement par des neutronsthermiques. Les « rapides » sont au contraireconçus pour utiliser les neutrons rapides à énergiecinétique bien supérieure. Ils engendrentdavantage de neutrons par fission et en tirent unmeilleur profit parce que la probabilité de captureneutronique décroît lorsque l’énergie des neutronsaugmente. Ce surplus de neutrons peut être utilisépour transformer des matières fertiles commel’uranium-238 et le thorium-232 en matièresfissiles par capture neutronique. La matière fissileainsi créée peut servir à son tour de combustibledans le réacteur. Les réacteurs surgénérateurspeuvent être conçus de façon à produire plus decombustible qu’ils n’en consomment. Bien qu’ilsutilisent normalement des neutrons rapides,certains modèles peuvent fonctionner avec desneutrons thermiques. En créant du combustiblenucléaire à partir d’isotopes non fissiles et enaméliorant le rendement d’utilisation par recyclagede ce combustible, les surgénérateurs sontpotentiellement en mesure de multiplier par 50les ressources mondiales de combustible nucléaireet ils sont donc un élément clé de la viabilité dela filière nucléaire à très long terme. Un certainnombre de pays ont construit et exploité dessurgénérateurs, mais ce type de réacteur n’étaitplus en exploitation qu’en France, en Inde, auJapon et en Russie en 2002.

Durée de vie des réacteurs

Quelques réacteurs de première génération,comme les réacteurs Magnox au Royaume-Uni,sont encore en exploitation bien qu’ils approchentde leur fin de vie utile après 35 ans de service ouplus. Beaucoup de réacteurs actuels ont étéconstruits dans les années 70 et 80 etapprocheront 40 années de service à partir de2015 environ. Les études s’appuyant surl’expérience accumulée en exploitation et sur lecomportement des matériaux révèlent cependantqu’aucun problème technologique majeur nes’oppose à la poursuite de l’exploitation de

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La puissancenominale d’unréacteur peut êtreexprimée sousforme thermiqueou électrique. Lapuissance ther-mique indique laquantité de chaleurproduite par unitéde temps ets’exprime générale-ment en mégawattsthermiques ouMWth. Le plus sou-vent, cependant,c’est la puissanceélectrique expriméeen mégawatts élec-triques ou MWe quiest donnée. Commele rendement detransformation del’énergie thermiqueen énergie élec-trique est de l’ordrede 33 % dans lesréacteurs à eauordinaire, unecentrale nucléaired’une puissancethermique de3 300 MWth n’aqu’une puissanceélectrique de1000 MWe. Unetroisième formed’expression de lapuissance nominaled’un réacteur est lapuissance nette,exprimée en méga-watts nets ouMWnet, qui tientcompte de la pro-duction d’électricitéconsommée sur lesite et, par consé-quent, non venduesur le marché. Cetteconsommation nereprésente qu’unepetite partie de laproduction totale.Ainsi, le REP deCivaux, le plusrécent en serviceen France, a unepuissanceélectrique de1516 MWe et unepuissance élec-trique nette de1 450 MWnet.


nombreux types de réacteurs, en particulier lesREP et les REB, au-delà de cet horizon. Le suiviattentif des performances, l’analyse de l’expérienced’exploitation, les programmes de modernisationet le remplacement de certains matériels offrentde bonnes perspectives d’allongement de la duréede vie pour beaucoup de centrales nucléaires.Ainsi, à la date de janvier 2003, les autorités desûreté nucléaire des États-Unis avaient délivré desautorisations d’allongement de durée de servicepermettant à dix réacteurs de fonctionner pendant60 ans, soit une prolongation de 20 ans parrapport à la durée initialement autorisée. D’autrespays, comme la Russie, envisagent égalementd’allonger la durée de vie des réacteurs enservice. Dans de nombreux pays, les décisionsd’allongement de la durée de vie sont prises parle biais du renouvellement périodique desautorisations d’exploitation qui sont subordonnéesà des analyses de sûreté approfondies faisant appelaux dernières méthodes d’analyse et appliquantles dispositions les plus récentes en matièred’information et de sûreté.

Fusion nucléaireAlors que la fission nucléaire consiste à

fragmenter un noyau atomique lourd pourrécupérer l’énergie de fission, la fusion nucléaireconsiste à agglomérer des noyaux légers pourformer un noyau plus lourd et récupérer l’énergiede fusion. La fusion nucléaire est un phénomènequi se produit en permanence dans l’univers.Au centre du soleil, à des températures de10 à 15 millions de degrés Celsius, l’hydrogènese transforme en hélium et libère l’énergie quipermet la vie sur terre.

Il y a des décennies que l’on cherche à produirede l’énergie de fusion à l’échelle industrielle. Lafigure 2.7 indique une réaction de fusion possiblequi est actuellement étudiée (la réaction D-T).Les noyaux de deux isotopes d’hydrogène, l’unayant un neutron et un proton (le deutérium) etl’autre deux neutrons et un proton (le tritium),fusionnent pour produire de l’hélium et unneutron, cette réaction s’accompagnant d’undégagement d’énergie.

20

Il suffirait dedix grammes

de deutérium, quipeuvent être

extraits de 500 litresd’eau ordinaire, et

de quinze grammesde tritium, qui

peuvent êtreobtenus à partir de

30 grammesde lithium, très

abondant dans lanature, pour couvrir

la consommationd’électricité d’unindividu moyen

vivant dans un paysindustrialisé

pendant toutesa vie.

4hélium ( He)

4

deutérium (D)

D + T

neutron (n)

He + n + énergie

tritium (T)

Figure 2.7Réaction de fusion typique

Source : Joint European Torus.


Aux températures extrêmement élevéesnécessaires pour la mise en œuvre de réactionsde fusion, le combustible est passé de l’étatgazeux à l’état de plasma, état de la matièredans lequel tous les électrons ont été arrachésde leurs atomes, n’en laissant que les noyaux. Laconnaissance et la maîtrise des plasmas sont undéfi majeur sur la voie du développement de lafusion nucléaire.

La conception d’un réacteur de fusion diffèreconsidérablement de celle d’un réacteur de fission.Le problème essentiel est celui du confinement duplasma qu’il faut maintenir à des températuresextrêmes pour amorcer et entretenir la réaction.La recherche s’est concentrée sur deux modesde confinement différents : le confinementmagnétique et le confinement inertiel. Dans lepremier mode, le plasma est confiné à l’intérieurd’une « bouteille » ou d’un « tore » par des champsmagnétiques. Dans le deuxième mode, la masse ducombustible lui-même, soumis à une compressionrapide, empêche la fuite du plasma.

Quel que soit le mode de confinement choisi,il faut isoler le plasma de la surface des matérielspour éviter son refroidissement et l’introductiond’impuretés qui contamineraient le plasma. Undes moyens les plus prometteurs pour y parvenirest le système de confinement magnétiquetoroïdal (en forme d’anneau) dont le Tokamak estdésormais le représentant préféré (voir figure 2.8).

Si la fusion était faisable à l’échelle industrielle,les réacteurs de fusion présenteraient plusieursavantages, notamment :

● ils bénéficieraient d’un approvisionnementquasiment illimité en combustible (le deutériumpeut être extrait de l’eau et le tritium s’obtientà partir du lithium abondant sur terre) ;

● ils seraient intrinsèquement sûrs (puisque unedispersion du plasma arrêterait immédiatementla fusion) ;

● ils ne produiraient que de faibles quantités dedéchets radioactifs à vie longue (bien que d’autrestypes de déchets radioactifs seraient produits, letritium étant le plus gênant d’entre eux) ;

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Enroulementprimaire du

transformateur

Colonne de plasma(circuit secondaire)

Champ hélicoïdal résultant(torsion accentuée)

Champ toroïdal

Bobines de champ toroïdal

Champ poloïdal

Circuit magnétique du transformateur

Figure 2.8Diagramme simplifié d’un réacteur de fusion Tokamak

Source : Joint European Torus.


● ils ne pourraient pas produire de matièresfissiles susceptibles d’être utilisées pourfabriquer des armes nucléaires.

Des expériences de fusion ont été réalisées etdes installations expérimentales existent dansplusieurs régions du monde. Bien que les progrèssoient considérables, il faudra encore de longuesannées de recherche pour mettre au point unréacteur viable. Les principales installations sontactuellement le JET (Joint European Torus)

de l’Union européenne implanté au Royaume-Uni,le laboratoire de physique des plasmas dePrinceton (États-Unis) et le Tokamak JT-60U del’Institut japonais de recherche sur l’énergieatomique. Le Canada, la Chine, les États-Unis,le Japon, la Russie et l’Union européennecoopèrent en vue de construire le réacteurexpérimental de fusion de nouvelle générationappelé « réacteur expérimental thermonucléaireinternational » ou ITER.


Voir les références aux thèmes ci-dessous dans la rubrique« Pour compléter votre information » à la fin de l’ouvrage pourobtenir des informations plus détaillées sur :● La visualisation et la manipulation des données nucléaires

de base, notamment les sections efficaces, la périoderadioactive des radionucléides et la production des produitsde fission, voir 2.1.

● Les statistiques sur le nombre et les types de réacteurs enservice dans le monde, avec des informationscomplémentaires, mises à jour annuellement, voir 1.1, 1.2et 1.3.

● Les fondements de la fission nucléaire et les différentesfilières de réacteurs, voir 2.2 à 2.4.

● La fusion nucléaire et l’ITER, voir 2.5.

22


Le cycle du combustible nucléaire est lachaîne des processus qui permet de fabriquer lecombustible nucléaire et d’en assurer la gestionavant et après son utilisation dans des réacteursnucléaires, ces deux phases constituant le début(« amont ») et la fin (« aval ») du cycle. La phasede récupération de l’énergie du combustible

dans les réacteurs n’est pas considérée commefaisant partie du cycle du combustible nucléaire.

Il existe deux cycles principaux : le cycle ouvertet le cycle fermé qui se différencient par le modede gestion du combustible usé. La figure 3.1récapitule les principales étapes du cycle. Dans

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Le cycle du combustible nucléaire

Le cycle du combustible nucléaire est une chaîne de processus quicommence au stade de l’extraction de l’uranium, en vue de fabriquer des

combustibles nucléaires qui seront utilisés dans des réacteurs, et qui s’achève parla gestion du combustible usé après sa sortie des réacteurs.

Le cycle à passage unique, ou cycle ouvert, qui consiste à stockerdirectement le combustible usé sans le retraiter, est couramment pratiqué, mais

plusieurs pays ont opté pour le recyclage du combustible usé (cycle fermé),principalement pour tirer un meilleur parti du combustible et pour réduire au

minimum la radiotoxicité des déchets à long terme.

Chapitre 3

Figure 3.1 : Le cycle du combustible nucléaire

ENRICHISSEMENTDE L'URANIUM

EXTRACTION ET TRAITEMENTDU MINERAI D'URANIUM

FABRICATIONDU COMBUSTIBLE

PRODUCTION D'ÉLECTRICITÉ

CONVERSION

RETRAITEMENT STOCKAGE PROVISOIRE

Combustible neuf

Combustible usé

Hexafluorured'uranium enrichi

Hexafluorured'uranium

Uranium appauvri

Uranium naturelUranium recyclé

Plutonium

ÉVACUATIONDES DÉCHETS

Déchets dehaute activité

Combustiblenucléaire usé


le cycle ouvert, le combustible usé retiré duréacteur est entreposé dans des aires de stockageintermédiaire en vue de son stockage final. Dansle cycle fermé, également appelé « retraitement-recyclage », la matière fissile résiduelle ducombustible usé est récupérée pour produire denouveaux combustibles et, par conséquent, del’énergie.

Début du cycle

Extraction et concentrationde l’uranium

L’extraction du minerai d’uranium des gisementsuranifères s’effectue selon des méthodes similairesà celles utilisées pour extraire d’autres minerais,comme le cuivre, par exemple. Plus de 70 % del’uranium est produit à l’aide de techniquesd’extraction souterraines ou à ciel ouvert. Le resteest obtenu principalement par lixiviation in situ,technique qui consiste à injecter un solvant dansle sous-sol afin de dissoudre l’uranium et de lerécupérer sous forme de solution dans des puitsd’extraction.

La concentration est l’étape qui consiste à broyerle minerai d’uranium jusqu’à la granulométriesouhaitée, puis à lui faire subir un traitementchimique pour en extraire l’uranium et le raffiner.Cette étape permet aussi de réduire le volume deproduit à transporter sur le site de l’étape suivantedu cycle. Le produit issu de ce traitement (U3O8)est un concentré solide appelé « yellowcake » enraison de sa couleur et de sa consistance, bien qu’ilprésente parfois une couleur grise.

Au début de 2001, on dénombrait 21 paysproducteurs d’uranium, dont dix (Afrique du Sud,Australie, Canada, États-Unis, Kazakhstan, Namibie,Niger, Ouzbékistan, Russie et Ukraine) fournissaientplus de 90 % de la production mondiale. Lesprincipaux producteurs sont l’Australie et leCanada, avec plus de 50 % de la productionmondiale en 2000.

L’extraction et la concentration du mineraid’uranium engendrent différents types de déchetsqui doivent faire l’objet d’un traitement approprié.Les déchets de l’extraction souterraine ou à cielouvert sont des résidus et/ou des roches stériles. Ilspeuvent encore contenir du minerai dont la teneuren uranium est trop basse pour permettre untraitement économique ou dont la teneur encontaminants est excessive. L’étape de laconcentration du minerai est celle qui produit leplus grand volume de déchets sous forme derésidus, mélange de roches finement broyées etde solutions chimiques. Les résidus de traitementposent des problèmes particuliers à cause deleur grand volume et de leurs contaminantsradiologiques et chimiques. La lixiviation in situ ne

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La plupart del’uranium est extraiten utilisant desméthodestraditionnelles.

Concentréd’uranium(« yellowcake »).

Conteneurd’UF6.

Il faut sept àdix tonnes

d’uranium naturelpour produire une

tonne d’uraniumenrichi destiné à unréacteur de la filière

à eau ordinaire.


produit ni roches stériles, ni résidus de traitement,mais elle exige des conditions géologiquesspécifiques pour pouvoir être mise en œuvre et elleimpose des mesures appropriées pour protéger leseaux souterraines.

Le volume de minerai nécessaire pour obtenirune tonne de produit, qu’il s’agisse de cuivre oud’uranium et que l’extraction soit souterraine ouà ciel ouvert, dépend essentiellement de la teneurmoyenne du minerai et fluctue entre 10 et1 000 tonnes, ce qui correspond à des teneursmoyennes comprises entre 10 % et 0,1 %. Levolume des résidus de traitement est doncconsidérable. À titre d’exemple, la mine de ShirleyBasin aux États-Unis a produit 9 460 tonnesd’uranium depuis le début de son exploitation àpartir d’un minerai dont la teneur moyenne est de0,145 %. Cette production a engendré 7,1 millionsde tonnes de résidus stockés sur une surface de106 hectares.

Les techniques d’extraction et de concentrationsont matures et sont mises en œuvre sur desmarchés internationaux concurrentiels.

Conversion

La conversion est l’étape de traitement chimiquequi consiste à transformer le concentré d’uraniumen hexafluorure d’uranium (UF6). Cette opérationn’est pratiquée que dans un petit nombre d’usinesimplantées pour la plupart dans les pays de l’OCDE(tableau 3.1). À température ambiante,l’hexafluorure d’uranium est à l’état solide, mais ilpasse facilement à l’état gazeux à une températureinférieure au point d’ébullition de l’eau. Sous formegazeuse, il se prête très bien à l’enrichissement.L’hexafluorure d’uranium est généralement stockéet transporté à l’état solide dans de grandscylindres de 122 cm de diamètre nominal quipeuvent contenir environ 12 000 kg de produit.À ce stade, l’uranium a la même compositionisotopique que l’uranium naturel.

Enrichissement

L’enrichissement de l’uranium consiste à séparerpartiellement ses deux principaux isotopes (235U et238U) en deux flux, le premier étant enrichi en 235Upour accroître sa teneur naturelle (0,711 %) et lesecond étant appauvri en conséquence. La plupartdes réacteurs industriels consomment de l’uraniumenrichi à moins de 5 %. Quelques réacteurs de

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Tableau 3.1Principales usines de conversion d’uranium

dans le monde

Pays Site(s)

Canada Blind River et Port Hope, OntarioÉtats-Unis Metropolis, IllinoisFrance Malvési ; PierrelatteRoyaume-Uni Springfields, LancashireRussie Angarsk ; Ekaterinburg

Usine d’enrichissement au Tricastin en France.Cette usine couvre à elle seule plus que l’ensemble

des besoins du parc nucléaire français.

Cascade de centrifugeuses à l’usine d’enrichissementde Rokkasho-mura au Japon.


recherche utilisent du combustible d’uraniumfortement enrichi, sa teneur en isotope-235dépassant 20 %, mais des programmes sontactuellement en cours pour utiliser un uraniumplus faiblement enrichi.

Deux procédés d’enrichissement, qui mettenttous deux en œuvre l’UF6, sont utilisés à l’échelleindustrielle : la diffusion gazeuse et lacentrifugation. Les premières usines faisaient appelà la diffusion gazeuse bien que ce procédéconsomme d’énormes quantités d’électricité etnécessite des installations de très grandedimension, ce qui explique leur petit nombre dansle monde (voir tableau 3.2). Ainsi, l’usined’enrichissement par diffusion gazeuse à Tricastinen France est alimentée en électricité par quatreréacteurs nucléaires. Plus récemment, les progrèsréalisés dans la technologie des matériaux et dansles méthodes de fabrication ont conduit àprivilégier la centrifugation, qui réduit les coûtsd’enrichissement parce que la consommationd’électricité y est cinquante fois inférieure.

L’enrichissement produit aussi de l’uraniumappauvri dont le stock était estimé, fin 1999,à plus de 1,2 million de tonnes provenantprincipalement de la diffusion gazeuse. L’uraniumappauvri provenant de la diffusion gazeusecontient souvent encore de l’uranium-235récupérable, en général environ 0,3 % (contreune teneur de 0,711 % dans l’uranium naturel).

Les stratégies mises en œuvre pour gérerl’uranium appauvri diffèrent selon les pays. Engénéral, l’uranium appauvri est stocké sous formed’UF6 dans de grands conteneurs comme auxÉtats-Unis et en Russie. Sous cette forme, ilprésente un danger chimique potentiel en cas defuite des conteneurs. D’autres pays, comme laFrance, le transforment en un oxyde stable pourle stocker à long terme en vue de le réutiliseréventuellement comme combustible dans dessurgénérateurs. En fonction de critèreséconomiques et de la capacité disponibled’enrichissement par centrifugation, quelques pays,dont la Russie, procèdent à un nouveau cycled’enrichissement (« réenrichissement ») pourrécupérer l’uranium-235 résiduel.

L’industrie de l’enrichissement est matureet fonctionne dans le cadre de marchésinternationaux concurrentiels.

Fabrication du combustible nucléaire

La plupart des réacteurs consomment de l’oxyded’uranium (UO2). La production de ce combustiblenécessite de transformer l’UF6 en poudre d’UO2 quiest ensuite comprimée et chauffée à hautetempérature (jusqu’à 1 400 °C) pour produire despastilles cylindriques de la taille d’un dé. Lespastilles sont ensuite empilées dans de longs tubesmétalliques (crayons combustibles) réunis pour

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Assemblage combustible deréacteur à eau bouillante

(longueur : environ 4 m, sectioncarrée d’environ 15 cm de côté,

poids : environ 300 kg).

Pastille decombustible classique.

Tableau 3.2Principales usines d’enrichissement d’uranium dans le monde

Pays Site(s) Procédé

Allemagne Gronau CentrifugationChine Lanzhou Centrifugation1

Shaanxi CentrifugationÉtats-Unis Paducah Diffusion gazeuseFrance Tricastin Diffusion gazeuseJapon Rokkasho-mura CentrifugationPays-Bas Almelo CentrifugationRoyaume-Uni Capenhurst CentrifugationRussie Angarsk Centrifugation

Ekaterinburg CentrifugationKrasnoyarsk CentrifugationSeversk Centrifugation

1. En construction.


former des assemblages combustibles. Le métalchoisi pour ces tubes et ces assemblages est trèsrésistant à la corrosion. C’est en général de l’acierinoxydable ou un alliage de zirconium. Plus de730 assemblages combustibles comportant quelque46 000 crayons combustibles composent le cœurd’un réacteur à eau bouillante de modèle récent.

Moins de 10 % des réacteurs en service dans lemonde sont autorisés à brûler des combustibles àoxydes mixtes (MOX), mélange d’oxyde d’uraniumUO2 et d’oxyde de plutonium PuO2. Le PuO2provient principalement du retraitement ducombustible usé, mais la Russie et les États-Unisenvisagent de recycler le plutonium des ogivesnucléaires démantelées. La méthode de fabricationdu combustible MOX est similaire à celle ducombustible UO2 décrite précédemment, maisdes précautions supplémentaires s’imposent pourprotéger le personnel des rayonnements émispar ce combustible et empêcher l’inhalation deplutonium.

Bien qu’il existe de nombreux producteursde combustible nucléaire dans le monde, laconcurrence ne s’exerce guère entre eux,principalement à cause d’exigences trèsspécifiques, de réglementations nationalesdifférentes et de la diversité des filières nucléaires.De plus, les stratégies de gestion du combustiblevarient selon les pays en fonction des particularitésdu marché.

Fin du cycleL’aval du cycle du combustible nucléaire

commence lorsque le combustible usé (on dit aussi« irradié ») est retiré du réacteur et stocké sur lesite, en général pour une période de cinq à dix ans.Ce stockage initial consiste à placer le combustibleusé dans des « piscines » remplies d’eau. L’eau faitécran aux rayonnements puissants émis par lecombustible qui vient d’être déchargé et sert aussià refroidir le combustible. À l’issue de cettepremière étape de refroidissement, qui correspondà la phase de la dissipation thermique maximale,la température du combustible a beaucoup baisséet un stockage à long terme ou un retraitement,dans l’option avec recyclage, peut être entrepris.

Le stockage à long terme du combustible usépeut s’effectuer en conditions humides ou sèches.Dans l’option humide, le combustible usé esttransféré de la piscine de stockage provisoiresur site à une autre piscine similaire. Une autresolution appelée « stockage à sec », de plus enplus utilisée aujourd’hui, consiste à placer lecombustible dans de gros conteneurs blindés(« châteaux ») où il sera maintenu à la températurerequise grâce à une ventilation naturelle. Cesconteneurs peuvent être transportés par routeou par fer sur d’autres sites, si nécessaire. Lecombustible usé peut être stocké à sec ou enpiscine pendant plus de 30 à 50 ans avant qu’un

27

Stockage de combustible usé à sec.

Piscine de stockagede combustible usé.


28

conditionnement ou un reconditionnement nes’impose ou avant que le combustible ne soitstocké définitivement.

Retraitement

Le retraitement a pour but de récupérer lesmatières énergétiques encore contenues dans lecombustible usé en vue de leur réutilisation futureou, parfois, de conditionner le combustible usé envue de son stockage définitif (voir figure 3.2). Ilsert aussi à réduire le volume et la radiotoxicitédes déchets destinés au stockage final. Quelquespays européens (Allemagne, Belgique, France etSuisse), la Chine, l’Inde, le Japon et la Russie ontadopté cette stratégie de gestion du combustibleusé, mais ils ne représentent pas la majorité despays exploitant des centrales nucléaires.

Le retraitement réduit les besoins d’uraniumnaturel d’environ 10 à 15 %, principalement grâceau plutonium produit lors de la fission nucléaire,extrait du combustible usé et recyclé dans lescombustibles MOX. Dans l’usine de retraitement,l’uranium et le plutonium sont séparés des autresisotopes par un procédé d’extraction chimiqueappelé PUREX (« plutonium uranium extraction »).Les déchets, sous forme de produits de fission etd’actinides mineurs, sont hautement radioactifs(voir chapitre 4). La structure métallique insolubledes assemblages combustibles (« coques etembouts ») est un autre type de déchets. Les usinesde retraitement actuelles sont des installationsvolumineuses, complexes et coûteuses, ce quiexplique qu’on n’en trouve que dans un petitnombre de pays (voir tableau 3.3).

La production d’isotopes du plutonium nonfissiles par les neutrons thermiques (« lents »)présents dans les réacteurs à eau ordinaire etd’éléments indésirables, en particulier le curium,limite le nombre de recyclages du plutoniumqu’il est possible de réaliser avec les méthodesde retraitement et les technologies actuelles deréacteurs. Après deux ou trois cycles, lecombustible doit être traité comme un déchet,à l’instar de ce qui se pratique dans l’option à cycleouvert. Le combustible usé échappe cependant àcette limitation si la matière recyclée est destinéeà un réacteur surgénérateur à neutrons rapides.

Dans le passé, l’uranium récupéré parretraitement était réutilisé pour entrer dans lacomposition de nouveaux combustibles, mais cen’est pas le cas actuellement. La tendance estplutôt à son stockage en vue de sa réutilisation

Tableau 3.3Usines de retraitement de combustible nucléaire dans le monde

Pays Usine/site Année de Type demise en service combustible

Chine Diwopu (Ganzu) 2002 Eau ordinaireFrance La Hague 1976 Eau ordinaireInde Kalpakkam 1998 RELP (PHWR)

Tarapur 1974 RELP (PHWR)Japon Rokkasho-mura 2005 (prévision) Eau ordinaire

Tokai-mura 1977 Eau ordinaire, ATRRoyaume-Uni B205/Sellafield 1964 Magnox RRG

Thorp/Sellafield 1994 Eau ordinaire, AGRRussie Tcheliabinsk-65 Mayak 1984 VVER

Combustibleusé

Usine deretraitement

1 %Plutonium

96 %Uranium

3 %Déchets de

haute activité

Récupéré

Vitrifié

combu

stible

Recyclé

comme

Déchets de haute activité

Figure 3.2Composition et retraitement du combustible usé

Source : METI, Japon.


29

future. Ce choix tient à ce que l’uranium recycléest plus radioactif que l’uranium naturel à causede l’exposition aux neutrons qu’il a subi dansle réacteur et son recyclage compliquerait sa miseen œuvre parce qu’il contaminerait les usinesd’enrichissement et de fabrication du combustible.Il faudrait prévoir des installations spécifiques, cequi n’est pas intéressant économiquement àl’heure actuelle.

DéclassementLorsqu’une installation nucléaire ferme

définitivement, qu’il s’agisse d’un réacteur, d’unemine d’uranium ou d’une installation du cycle ducombustible, il faut faire en sorte qu’elle ne créeaucun danger pour le public, les travailleurs oul’environnement. Cette opération, appelée« déclassement », comprend généralementplusieurs étapes.

À la date de janvier 2003, plus de 120 réacteursde type industriel sont arrêtés définitivement et setrouvent à différents niveaux de déclassement.

Fermeture définitive

Le combustible usé est retiré du réacteur etstocké selon la procédure habituelle, les circuitssont vidangés, les systèmes d’exploitation sontdébranchés et les ouvertures sur l’extérieurcondamnées ou scellées. L’atmosphère del’enceinte de confinement est contrôlée et l’accèsà cette enceinte est restreint ; des systèmes desurveillance sont installés. En général, la fermeturedéfinitive intervient très peu de temps après l’arrêtdéfinitif du réacteur.

Décontamination et démantèlement

Toutes les surfaces sont nettoyées à l’eau outraitées par un procédé mécanique, chimique ouélectrochimique pour éliminer la radioactivité(décontamination). Tous les équipementsd’exploitation et toutes les constructions liées auprocessus sont démontés et, après contrôle de leurradioactivité résiduelle, recyclés ou stockésprovisoirement. Seules les structures du réacteur,en particulier la cuve et son blindage deprotection, sont laissés sur place. Les structuresnon nucléaires – bureaux, turbines, chaudières,etc. – sont mises à la ferraille ou réutiliséesailleurs. Une surveillance appropriée est maintenue

sur le site pour les matériels restants et le contrôlede l’environnement. Toutes ces activités peuventintervenir dix ans, vingt ans ou plus après l’arrêtdu réacteur.

Démolition et libération du site

Pour finir, tous les matériels restants etl’installation elle-même seront déblayés, sauf sicertains éléments sont récupérables, puis le sitesera déclassé et libéré pour d’autres utilisations.Ce sont des facteurs économiques, techniques etréglementaires qui déterminent le calendrier decette dernière étape du processus de déclassementdans chaque pays. Dans certains cas, il peuts’écouler un délai très long, qui peut atteindrecent ans après l’arrêt du réacteur, jusqu’à cetteétape finale. Cependant, l’introduction detechniques robotiques et de télémanipulationpermet souvent de la réaliser plus tôt.

Les longs délais entre les trois étapes dudéclassement sont prévus pour permettre ladécroissance radioactive et protéger les ouvriersqui procèdent aux opérations de déclassement,ainsi que pour faciliter l’entreposage puis lestockage final des matériels radioactifs.

Les centrales nucléaires ont atteint d’ores etdéjà des stades de déclassement avancés auxÉtats-Unis et dans plusieurs pays d’Europe (voirtableau 3.4). Les pratiques de déclassementarrivent à maturité et les échanges d’expériencesont tels que les opérations de déclassementpeuvent être considérées désormais comme unephase maîtrisée du cycle de vie d’un réacteur.

Déchets de déclassement

Le déclassement d’une centrale nucléaire ou detout type d’installation nucléaire produit un grosvolume de déchets radioactifs, principalement defaible activité (voir chapitre 4). La Commissioneuropéenne estime que le déclassement d’unecentrale nucléaire « moyenne » produit jusqu’à10 000 m3 de déchets radioactifs. Le béton etd’autres matériaux de construction qui necontiennent qu’une très faible radioactivitéreprésentent, en volume, le gros de ces déchets.

Le combustible usé du réacteur est la principalesource de radioactivité. Après son enlèvement,l’inventaire radioactif du site est réduit de 99 %.Les gros composants tels que la cuve et lesgénérateurs de vapeur sont également traités

Retrait de la cuve duréacteur belge BR3

en vue de sondémantèlement.

Démantèlement dubouclier biologique

supérieur en utilisantune lance thermique

au Projet dedémantèlement

du réacteur (AGR)de Windscale.


30

comme des déchets radioactifs mais ils posent desproblèmes très spécifiques par leurs dimensions.Il est possible de les découper en morceaux dedimensions plus faciles à traiter ou, comme cela sepratique couramment, ils peuvent être transportéstels quels dans des dépôts de déchets de faibleactivité.

Un point qui fait actuellement débat est ladéfinition d’une limite de radioactivité reconnue àl’échelle internationale au-dessous de laquelle lesmatériaux légèrement contaminés ne seraient plussoumis au contrôle radiologique réglementaire.

D’un côté, l’exemption de contrôle et le recyclaged’importants volumes de béton et de métauxlégèrement contaminés issus du déclassementréduiraient considérablement le coût del’élimination de ces matériaux et ne présenteraientqu’un risque radiologique très faible. D’un autrecôté, la perception par le public de ce qui est unrisque justifiable et acceptable a conduit le plussouvent les gouvernements à se prononcer contrel’exemption de contrôle de ces déchets dedéclassement qui sont donc stockés en généraldans des dépôts pour déchets de faible activité.


Voir les références aux thèmes ci-dessous dans la rubrique« Pour compléter votre information » à la fin de l’ouvrage pourobtenir des informations plus détaillées sur :● Le cycle du combustible, voir 3.1.● Les technologies et procédés mis en œuvre dans les cycles

du combustible actuel et avancé, voir 3.2 et 3.3.● L’uranium appauvri issu de l’enrichissement, voir 3.4.● Le déclassement, voir 3.5 et 3.6.● L’assainissement de l’environnement des installations de

production d’uranium, voir 3.7.

Tableau 3.4Exemples de réacteurs déclassés ou en cours de déclassement

Réacteur Puissance Pays Commentaires(MWe)

Niederaichbach 100 Allemagne Réacteur refroidi au gaz, arrêté en 1974. Installation déclassée et démolie avec libération du site pour des usages agricoles sans restriction en 1995.

Shippingport 60 États-Unis Réacteur surgénérateur à eau ordinaire arrêté en 1982. En 1989, le site a été libéré sans restriction pour de nouvelles utilisations.

Trojan 1180 États-Unis REP arrêté en 1993. Les générateurs de vapeur ont été déposés et évacués en 1995. La cuve a été déposée et évacuée en 1999. Les bâtiments sont en cours de décontamination, mais la démolition n’est pas prévue avant 2018.

Rancho Seco 913 États-Unis REP arrêté en 1989. L’installation a été mise « sous cocon » et devrait rester dans cet état jusqu’en 2008 lorsque des fonds seront disponibles pour la démanteler.

Chinon 70 France Trois réacteurs refroidis au gaz, dont le dernier a été arrêté en 1990. Ils ont été démantelés 210 partiellement, le démantèlement final étant repoussé dans 50 ans.480

Berkeley 2 x 138 Royaume-Uni Réacteur refroidi au gaz, arrêté en1989. Le déchargement du combustible a été terminé en 1992. L’installation est préparée en vue d’une longue période d’entretien et de surveillance.

Source : World Nuclear Association.


Les déchets radioactifs sont issus de touteactivité mettant en œuvre des matières nucléaires,qu’il s’agisse de réacteurs nucléaires, d’utilisationsmédicales ou d’applications industrielles. Quelleque soit leur origine, ils doivent être traitéssûrement et économiquement, de façon acceptablepour la population et pour l’environnement.

Catégories de déchetsradioactifs

Afin de faciliter la réglementation de leurmanutention, de leur entreposage et de leurstockage final, les déchets radioactifs sontnormalement classés en un petit nombre decatégories d’après leur concentration de matièresradioactives et la durée de vie de ces matières.Les définitions de ces catégories diffèrent selonles pays. Cependant, on distingue en général lesdéchets de faible, de moyenne et de haute activité.

Les déchets de faible activité oufaiblement radioactifs (DFA) sont engénéral des objets qui ont été en contact avec depetites quantités de radioactivité à vie courte

comme les tenues vestimentaires, les récipients,les seringues, etc. Les DFA peuvent être manipulésen général à l’aide de gants de caoutchouc.Les déchets produits pendant les opérations dedéclassement des centrales nucléaires sont traitéspour l’essentiel comme des DFA.

Les déchets de moyenne activité oumoyennement radioactifs (DMA) sonten général des objets à caractère plus industriel,comme les équipements utilisés dans la mise enœuvre des matières nucléaires ou les résineséchangeuses d’ions usées utilisées pour purifier lesliquides radioactifs. Ils n’engendrent en généralque très peu de chaleur, mais ils émettent desrayonnements qui nécessitent des écrans pourprotéger les individus. Au stade du retraitement ducombustible usé, les structures métalliques nondissoutes des crayons combustibles (« coques etembouts ») sont des déchets classés DMA.

Les déchets de haute activité ouhautement radioactifs (DHA) sontprincipalement des produits de fission trèsradioactifs et souvent à longue durée de vie.Ils doivent être confinés derrière des blindagesépais et il faut en général les refroidir. Dans cette

31

Gestion des déchets radioactifs

Les déchets radioactifs sont issus de plusieurs activités industrielles et médicales,la production d’énergie nucléaire étant la principale source à cause des volumes

de déchets produits et de leur longue durée de vie.

On distingue en général trois catégories de déchets radioactifs : les déchetsde faible activité, les déchets de moyenne activité et les déchets de haute activité

selon leur niveau d’activité et le temps pendant lequel ils restent dangereux.

Le stockage final des déchets de faible activité et de la plupart des déchets demoyenne activité est une opération bien maîtrisée. Le stockage final des déchets de

haute activité sans rejets dommageables pour l’environnement est jugé faisablepar la communauté scientifique et technique, mais il n’y a guère de consensus

social jusqu’à présent pour le mettre en œuvre.

Chapitre 4


catégorie on distingue le combustible nucléaire usé(CNU) qui ne sera pas retraité et les résidus deretraitement. Bien que ces deux types de DHAsoient traités de façon similaire à bien des égards,ils diffèrent par leur forme et leur contenu, enparticulier parce que les résidus de retraitementsont produits le plus souvent sous forme liquide.

Le niveau de radioactivité est le critèredéterminant pour la manipulation ou le transportdes déchets. Pour le stockage final, la durée deconfinement nécessaire du produit, fonction de lapériode radioactive des isotopes qu’il contient, estaussi un critère important. Quelques isotopes à vielongue comme ceux présents dans les DHA ou dansle CNU doivent être confinés pendant des milliersd’années.

La période d’un isotope radioactif est le tempsnécessaire pour que la moitié de ses atomes soitdésintégrée (décroissance radioactive). Elle peutvarier de moins d’une seconde à l’infini (étatstable) selon l’isotope. La figure 4.1 montrequ’après cinq périodes, il ne reste plus qu’environ3 % de la quantité initiale de l’isotope radioactif.Après dix périodes, il n’en reste plus que 0,1 %.Le tableau 4.1 recense quelques-uns des isotopesimportants pour déterminer les conditions destockage final des DHA et du CNU. Le césium, lestrontium et le technétium sont des produits defission ; les autres sont produits par captureneutronique.

Volume des déchets radioactifsproduits par l’industrie nucléaire

Du fait de sa forte densité énergétique, l’énergienucléaire ne produit que relativement peu dedéchets par unité d’énergie produite. Le volume etla nature des déchets varient selon la filièrenucléaire et le cycle du combustible. Le tableau 4.2donne néanmoins une idée approximative desvolumes de déchets engendrés par la productiond’énergie nucléaire.

On note une tendance générale à la réductiondu volume des déchets produits pour une quantitéd’électricité donnée grâce à l’amélioration despratiques et des technologies, un des objectifsétant de diminuer les coûts d’exploitation et demaintenance.

Pour mettre ces volumes en perspective, ilconvient de rappeler que les usines, les hôpitaux etles centres de traitement du cancer produisent

32

00

20

40

60

80

100100

50

25

12,56,25 3,125

5 10 15 20 25

Atomes del'élément radioactif

Temps (en jours)

Figure 4.1 : Décroissance d’un élément radioactifdont la période radioactive est de cinq jours

Tableau 4.1Quelques isotopes présents

dans les DHA

Isotope Période radioactiveapproximative

Strontium-90 29 ansCésium-137 30 ansAméricium-241 430 ansAméricium-243 7 400 ansPlutonium-239 24 000 ansTechnétium-99 213 000 ans

Tableau 4.2Volumes indicatifs de déchets

radioactifs produits par un réacteur àeau ordinaire de 1000 MWe (en m3/an)

Catégorie Cycle Cyclede déchets ouvert fermé

DFA/DMA 50-100 70-190DHA 0 15-35CNU 45-55 0

Source : Commission européenne, La gestiondes déchets radioactifs dans l’Union européenne(Bruxelles : CE, 1998).


aussi de grandes quantités de déchets radioactifs,et que ces déchets ne représentent qu’une petitepartie des déchets toxiques industriels produitschaque année et une partie encore plus faiblede tous les déchets produits par la société (voirfigure 4.2).

Principes de gestiondes déchets radioactifs

Dans tous les pays, la gestion et le stockagefinal des déchets radioactifs sont réputés releverde la responsabilité nationale. Même si l’on recensedes stratégies de gestion des déchets différentesselon les pays, la coopération internationale apermis de définir une série de principesfondamentaux et d’obligations communémentadmis : Les principes de gestion des déchetsradioactifs de l’AIEA en sont un exemple.

Pour résumer succinctement, ce documentétablit que les déchets radioactifs doivent êtregérés de façon à s’assurer que :

● Il existe un niveau acceptable de protectionde la santé humaine et de l’environnements’appliquant au-delà des frontières nationales.

● L’impact sur les générations futures n’est pasplus grand que celui acceptable aujourd’huiet aucune charge indue ne pèse sur lesgénérations futures.

● Il existe un cadre juridique national appropriéqui définit clairement les responsabilités et unsystème de réglementation indépendant.

● La production des déchets est réduite auminimum praticable, compte tenu desinterdépendances entre les différentes étapesnécessaires.

● La sûreté des installations de gestion desdéchets est correctement assurée.

33

Entreposage de déchetsradioactifs conditionnés

dans des fûts en acier.

Déchets industriels env. 1 milliard de m3

Déchets industrielstoxiques

env. 10 millions de m3Déchets radioactifs 50 000 m3

Déchets radioactifs de haute activité

500 m3

Figure 4.2 : Comparaison de la production annuelle de déchets dans l’Union européenne

Source : Nuclear and Renewable Energies (Rome : Accademia Nazionale dei Lincei, 2000), mise à jour avec les données de laCommission européenne, Radioactive Waste Management in the European Union (Bruxelles : CE, 1998).

Environ 90 %du volume desdéchets radioactifsproduits dans lemonde chaqueannée sont desDFA, bien qu’ilsreprésententseulement 1 %environ de l’activitétotale des déchetsradioactifs. À peuprès 99 % del’activité totalerésultant de lafission nucléairese retrouvent dansles DHA.


Pratiques de gestiondes déchets radioactifs

Les activités à mettre en œuvre pour gérercorrectement les déchets radioactifs peuvent êtreclassées comme suit :● réduction de la production de déchets ;● conditionnement et emballage des déchets pour

permettre leur manipulation en toute sécuritéet pour les protéger pendant le transport ;

● stockage provisoire ;● stockage définitif.

Réduction de la productionde déchets

En faisant preuve de prévoyance et enappliquant de bonnes pratiques, les installationsexistantes peuvent réduire leur production dedéchets. Les nouvelles technologies et les nouveauxconcepts industriels contribuent aussi à réduire laproduction des déchets par des moyens tels quela simplification des procédures d’entretien.

Conditionnement et emballage

Le volume des DFA et des DMA solides peut êtrefortement réduit par un compactage puissant.Quant aux déchets liquides, comme ils ne peuventpas être rejetés, il faut les transformer en déchetssolides. Les éléments radioactifs peuvent êtreextraits des solutions liquides par filtration ou paréchange d’ions, puis séchés et incorporés dans unematrice stable ou solidifiés dans du béton. Aprèsconditionnement, les DFA et les DMA peuvent êtreemballés dans des fûts ou des conteneurs en acieren vue d’un stockage provisoire ou définitif. Ainsi,les résidus métalliques du retraitement sontgénéralement compactés, puis cimentés dans desfûts en acier avant leur stockage définitif.

Les DHA, sous-produits du retraitement, seprésentent sous forme liquide et doivent donc êtresolidifiés, ce qui s’effectue souvent par un procédéde vitrification qui donne un type de verre spécial(voir photo ci-contre ). D’autres produits, tels queles céramiques, ont été testés pour la solidificationdes déchets liquides. Ces conditionnements ontpour caractéristiques communes d’avoir une trèslongue durée de vie et de pouvoir immobiliser lesdéchets pendant très longtemps. Le CNU nondestiné à être retraité n’exige guère d’autreconditionnement que d’être placé dans desconteneurs spéciaux en vue de son stockageprovisoire ou définitif.

Stockage provisoire

Le stockage provisoire diffère du stockagedéfinitif en ce qu’il est conçu dans l’intention derécupérer les déchets dans un futur indéfini. Pourdes raisons de sécurité et de sûreté, des contrôlesinstitutionnels, une maintenance et unesurveillance actives s’imposent.

Lorsqu’un site de stockage définitif estdisponible, il est possible d’y envoyer directementdes DFA et des DMA à intervalles réguliers. Dansle cas contraire, il faut prévoir un stockageprovisoire dans une structure de surface. Pourles DHA et le CNU, un stockage provisoire atoujours été jugé nécessaire afin de permettrela décroissance radioactive et thermique desdéchets. Le stockage provisoire des déchets peutêtre requis et réalisé en toute sécurité pendantplusieurs décennies.

Stockage définitif

Le stockage définitif est l’étape finale de lagestion des déchets radioactifs. En général, il estconçu comme irréversible, c’est-à-dire sansintention de récupérer les déchets, un contrôle etune surveillance à très long terme ne s’imposantpas pour veiller à ce que les déchets soient isolésde façon sûre du public et de l’environnement.Les déchets radioactifs sont stockés dans desinstallations spéciales et ne sont pas mélangés avecles autres types de déchets.

Déchets à vie courte

Les DFA et les DMA à vie courte sont stockés defaçon routinière dans de nombreux sites implantésdans beaucoup de pays (voir tableau 4.3). Quelques

34

Le volume de DHAengendré par

l’énergie nucléairenécessaire pour

produire la quantitéd’électricité

consommée par unindividu pendant

toute sa vie tiendraitdans une seule main.

La chaleur dégagéeet la radioactivité

des DHA requièrentune protection

importante.

Échantillon de verreproduit par vitrification.


sites, dont la capacité de stockage est épuisée,sont déjà fermés. La plupart des installations sontpeu profondes et en général dotées de barrièresouvragées simples pour en améliorer l’isolement –revêtement de béton ou d’un autre matériau dansles tranchées de stockage. Les espaces entre lescolis de déchets sont souvent comblés avec dela terre, de l’argile ou du béton. Des revêtementspeu perméables sont ajoutés pour minimiserles entrées d’eau et des systèmes de drainageéloignent l’eau des tranchées ou des fosses destockage.

Ces précautions allongent la durée de vie descolis de déchets et visent à prévenir les risques demigration de radioactivité. Néanmoins, descontrôles actifs et passifs seront effectués pendantune période d’environ 100 à 300 ans après lafermeture d’un site de stockage de DFA et de DMA,notamment la surveillance des nappes phréatiques,des restrictions d’accès au site, un entretienpériodique et des restrictions d’utilisation des sols.À l’issue de cette période, la radioactivité desisotopes présents dans les déchets sera revenue àun niveau négligeable.

Déchets à vie longue

Les solutions applicables aux déchets à vielongue, qu’il s’agisse de DHA, de CNU ou de DMAà vie longue, apparaissent moins évidentes. Aucunsite de stockage définitif de DHA ou de CNU n’aété ouvert à ce jour dans le monde bien que lestockage final de déchets à vie longue d’originemilitaire se pratique aux États-Unis. En revanche,beaucoup de pays (Allemagne, Belgique, Canada,Chine, Espagne, États-Unis, Finlande, France, Japon,Royaume-Uni, Russie, Suisse) ont élaboré desprogrammes pour développer des techniques destockage final des déchets à vie longue.

Stockage final des déchetsà vie longue dans desformations géologiques

Le principal modèle de stockage définitifactivement étudié pour les déchets à vie longue estl’enfouissement à grande profondeur, pour garantirla sécurité et le confinement des déchets sur unetrès longue durée (voir figure 4.3). Le résultat

35

Figure 4.3Modèle de stockage géologique

à Eurajoki, Finlande

Source : Posiva Oy, Finlande.

Tableau 4.3Sites de stockage définitif de DFA et

de DMA dans les pays membres de l’OCDE

Pays Site(s)

Allemagne MorslebenAustralie Mt. Walton EastEspagne El CabrilÉtats-Unis Barnwell, Caroline-du-Sud

Richland, WashingtonEnvirocare, Utah

Finlande LoviisaOlkiluoto

France Centre de l’AubeHongrie RHFT PuspokszilagyJapon RokkashoMexique MaquixcoNorvège HimdalenRép. tchèque Richard II

BratrstviDukovany

Royaume-Uni Dounreay ; DriggSuède SFR

OskarshamnStudsvikForsmarkRinghals


recherché est un système stable sur la durée,présentant une bonne sécurité passive, n’imposantaucun fardeau aux générations futures etgarantissant qu’aucune radioactivité importante neremonte à la surface. Le handicap majeur de cemodèle est que le public n’est pas convaincu que laconnaissance des phénomènes géologiques et despropriétés des matériaux est suffisante pourgarantir un confinement des déchets sur la longueéchelle de temps concernée.

Barrière géologique

Les formations géologiques susceptiblesd’accueillir les déchets sont choisies pour leurstabilité à l’échelle géologique et pour leuraptitude à accueillir une installation suffisammentgrande et à prévenir ou réduire considérablementtoute libération éventuelle de radioactivité. Unecaractéristique essentielle de ces formations est lalenteur de l’écoulement des eaux souterrainesparce que c’est potentiellement la voie demigration la plus probable vers l’environnementhumain. Les principaux types de formationsétudiées jusqu’à présent sont les formationssalines, les formations sédimentaires (argiles etschistes), les formations cristallines (granite) et lesformations volcaniques (basalte, tuf).

Barrières ouvragées

Les barrières ouvragées sont destinées àcompléter les barrières naturelles pour assurer leconfinement physique et chimique des colis dedéchets (voir figure 4.4). Les barrières ouvragéessont généralement :● la matrice de verre, dans le cas des DHA ;● les pastilles de combustible et le gainage, dans

le cas du CNU ;● le ciment ou un autre type de matrice, dans le

cas des autres déchets.

Ces barrières ouvragées sont complétées parl’emballage d’acier ou de béton et par le matériaude remplissage qui enrobe les conteneurs dans lesite de stockage.

De nombreux modèles de conteneurs et dematériaux ont été proposés en fonction del’environnement géologique et de leur fonctionde sûreté spécifique. Les barrières ouvragées visentà ralentir la migration vers les eaux souterraines.Elles peuvent aussi créer des conditions chimiquesqui garantissent que dans le cas improbable d’unefuite du colis de déchets, le déchet ne pourra passe dissoudre facilement et que tout déchet dissoussera immobilisé.

36

Les réacteursnaturels d’Oklo au

Gabon. En 1972, lephysicien français

Francis Perrin adécouvert que des

réactions en chaînes’étaient produites

naturellement sur lesite du gisementuranifère d’Oklo

au Gabon (Afrique)il y a quelque deuxmilliards d’années.

Ce sont lesanalogues naturelsles plus connus du

monde. Cesréacteurs naturels

ont produit desdéchets similaires

à ceux desréacteurs nucléaires

modernes.Les réacteurs

naturels d’Oklointéressent doncparticulièrement

les chercheursqui étudient le

stockagegéologique des

déchets parce qu’ilspeuvent examinerle comportementdes déchets à vie

longue sur desmillions d’années etmieux comprendreleur comportementdans une formation

géologique. Lesobservations

géochimiquesmontrent que

lorsque cesréacteurs naturelseurent épuisé leur

combustible, lesdéchets de haute

activité engendrésont été confinés surplace par le granite,

les sables et lesargiles entourant les

réacteurs.

Figure 4.4Caractéristiques de conception des barrières ouvragées

pour le projet de site de stockage de Yucca Mountain aux États-Unis

Percolation d’eau(incluant les colloïdes)

Couches d’acier carbone(pas de barrière à traverser)

Structures métalliques(acier carbone/aluminium)

Matrice de déchets(combustible usé, verre)

Effondrements

Dalle de plancher(acier carbone)

Palette (alliage-22,acier inoxydable)

Ballast(tuf volcanique broyé)

Écran de protection(titane)

Conteneur de déchets(alliage-22,

acier inoxydable)

Gaz (H2O, O2, CO2, N2)

Source : CRWMS, TDR-WIS-PA-000001 REV 00 ICN 01, décembre 2000.


Garantie de performances

Étant donné que les échelles de temps en jeudans le stockage géologique sont bien supérieuresà l’expérience humaine dont on a la trace et queles interactions physico-chimiques sont complexes,il est difficile de démontrer qu’un site de stockagegéologique restera sûr tout au long de sonexistence. Définir des modèles appropriés etobtenir les données nécessaires pour évaluer lesperformances constituent donc un véritable défi.

La durée pendant laquelle il faut démontrerqu’un site de stockage fonctionne de façon sûrevarie selon les pays ; certains pays l’ont fixée à10 000 ans, d’autres à des échéances pluslointaines, d’autres enfin exigent une duréeillimitée. Toute prévision à des échéances pareillesest davantage une indication qualitative de lasûreté qu’une prévision précise du comportementdu site. Toutefois, même en tenant compte d’unemarge d’incertitude égale à plusieurs ordres degrandeur, les rejets calculés restent largement dansles limites acceptables.

La confiance dans la faisabilité technique dustockage géologique repose sur les connaissancesscientifiques fondamentales en géologie,hydrologie, géochimie et science des matériaux,étayées par la recherche in situ. Les laboratoires,généralement installés dans des minesdésaffectées, ont permis de recueillir des donnéessur les caractéristiques des sites et de tester lesmodèles conçus pour garantir les performancesrequises (voir tableau 4.4). La confiance est

également nourrie par les études ducomportement des gisements d’uranium et desradionucléides associés dans leur environnementnaturel sur de très longues échelles de temps,c’est-à-dire en comparant ces analogues naturelsavec les situations spécifiques des sites destockage. Globalement, ces études confirment quele stockage géologique peut être conçu de façonà prévenir une libération dommageable deradioactivité. Il faudrait que des événements trèspeu probables se produisent pour donner lieu à unrejet potentiellement important.

Activité actuelle de stockage profond

En 1999, les États-Unis ont commencé à stockerdes déchets provenant d’activités militaires etcontenant des substances radioactives à vie longuenon calogènes dans des cavernes d’une formationsaline du Nouveau-Mexique à 650 mètres deprofondeur (installation pilote WIPP). En 2002, ilsont officiellement proposé que le site de YuccaMountain devienne un centre de stockage nationaldes DHA et du CNU à la suite d’une enquêteapprofondie, mais la décision ne pourra être priseque lorsque l’autorité de sûreté nucléaireindépendante aura vérifié que l’installation estsûre, ce qui va prendre plusieurs années. En 2001,le parlement finlandais a pris une décision deprincipe de mettre en œuvre un stockagegéologique de CNU sur le site d’Eurajoki où lescollectivités locales ont accepté d’accueillirun centre de stockage national.

37

Tableau 4.4Exemples de laboratoires souterrains

Pays Site(s)

Allemagne Asse : recherche spécifique in situ depuis 1965Gorleben : recherche spécifique in situ depuis 1985

Belgique Mol/Dessel : recherche spécifique in situ depuis 1984États-Unis Yucca Mountain, Nevada : recherche spécifique in situ depuis 1993Finlande Olkiluoto : recherche spécifique in situ depuis 1992France Bure : début de la construction du laboratoire en 2000Japon Mizunami : recherche spécifique in situ depuis 2002

Horonobe : recherche spécifique in situ depuis 2001Suisse Grimsel : recherche spécifique in situ depuis 1984

Mont Terri : recherche spécifique in situ depuis 1995

La Finlande vade l’avantLe 18 mai 2001,le parlementfinlandais a déclaréque la constructiond’un site destockage souterraindu combustiblenucléaire uséproduit dans lescentrales nucléairesfinlandaises étaitdans l’intérêtgénéral de lasociété. Cettedécision deprincipe apporteun soutienpolitique nationalau projet en courset signifie que laconstruction desinstallationssouterraines derecherche et lacaractérisationdétaillée du sitepeuventcommencer sur lesite d’Olkiluotoproche de lacommuned’Eurajoki. Il resteà obtenir le permisde construire etl’autorisationd’exploitation. Lesite de stockage,dont les travaux deconstruction necommenceraientqu’après 2010,ne serait pasopérationnel avant2020.(Document duparlementfinlandais63/2001vp).


TransportOn pratique en général un entreposage et un

stockage centralisés en raison des volumes dedéchets relativement minimes et de la nécessitéd’un isolement à long terme. Ce choix oblige àtransporter les déchets sur les sites sélectionnés.Les matières radioactives utilisées dans lesapplications médicales et industrielles doiventégalement être transportées du fournisseur chezl’utilisateur.

Le transport sûr des matières radioactives relèveprincipalement de la responsabilité nationale.Néanmoins, une soixantaine de pays appliquent lesRègles de transport des matières radioactives del’AIEA qui servent à harmoniser et normaliser lestransports. Par ailleurs, l’Organisation de l’aviationcivile internationale (188 parties contractantes) etl’Organisation maritime internationale (162 paysmembres) font appel aux principes de l’AIEA,rendant leur application obligatoire dans letransport aérien et maritime. Ces règles postulentcomme principe de base que la sûreté dépend de

l’emballage de la matière radioactive, quel que soitle moyen de transport. Les accidents de transportne pouvant être exclus, ce principe vise à prévenirtoute conséquence radiologique, même en casd’accident grave.

La sévérité des exigences et des contrôlesest fonction du risque inhérent à la matièretransportée. Ainsi, par exemple, certains colisd’isotopes médicaux peuvent être transportés dansdes emballages de carton relativement simples, cequi n’empêche pas que le contenu radioactif eststrictement limité, qu’il faut prévoir un étiquetageclair, que les emballages doivent être agréés pource type de transport et que les transporteursdoivent posséder les documents de transportappropriés. À l’autre extrémité, le combustiblenucléaire usé et les déchets de haute activitédoivent être transportés dans des conteneurs(« châteaux ») particulièrement résistants conçuspour protéger les individus et pour garantir leconfinement des matières radioactives dans desconditions d’accident extrêmes (voir figure 4.5).

38

Bois

Couvercle en acier

Blindage neutronique(polyéthylène)



28 conteneursde DHA vitrifiés

Enveloppe externeen acier

Capot anti-chocs

Panier en aluminium

Goujons demanutention

Blindage gamma(acier)

Conducteurs thermiques(cuivre)

Capot anti-chocs intégré

Figure 4.5Château de transport de déchets de haute activité

Source : Cogema, France.


Dans les années 70 et 80, les États-Unisont effectué des essais pour déterminer lesconséquences d’accidents de transport deconteneurs de combustible usé dans desconditions réelles. Ces essais ont consisté :

● à lancer un camion chargé d’un château detransport directement contre un mur en bétonarmé à une vitesse d’environ 130 km/h (voirphotos ci-dessus) ;

● à faire percuter latéralement un château detransport chargé sur une semi-remorque parune locomotive circulant à environ 130 km/h ;

● à faire chuter un château de transport d’unehauteur d’environ 600 mètres sur un solcompacté, la vitesse du château atteignantquelque 380 km/h à l’impact.

Le château de transport est ressorti intact deces essais, comme d’essais similaires menés auRoyaume-Uni en 1984, et les examens ontdémontré qu’il n’y aurait pas eu de relâchementde radioactivité.

Statistiques de sûreté

Toutes sortes de matières et de déchetsnucléaires font l’objet de multiples transportschaque année dans le monde et les incidents sontrarissimes. En France, par exemple, on recenseenviron 300 000 mouvements de ce type chaqueannée, dont 15 000 sont liés au cycle ducombustible et 750 concernent du combustibleneuf ou usé ou des déchets de haute activité. Entre1975 et 1997, on ne dénombre qu’environ unincident par an à impact local potentiel, comme la

contamination du conteneur, par exemple. Auniveau mondial, il y a eu plus de 20 000 transportsde combustible nucléaire usé et de déchets dehaute activité par train, par camion ou par bateaudepuis 1971, ce qui représente globalement plus de50 000 tonnes de matières transportées sur plus de30 millions de kilomètres. On ne recense aucunaccident ayant entraîné la rupture d’un château ouun relâchement de radioactivité.

Considérations socialeset politiques

La gestion des déchets radioactifs a parfois étéconsidérée comme le « talon d’Achille » del’industrie électronucléaire à cause de l’absenced’installations de stockage final. On rencontre desdifficultés à susciter dans la société et dans lasphère politique la confiance dans des stratégiesqui visent à protéger les générations actuelles etfutures de tout risque.

Les experts techniques sont convaincus que lestockage de déchets hautement radioactifs dansdes formations géologiques profondes pour lessoustraire à l’environnement humain est judicieuxdu point de vue éthique et environnemental et quela technologie est à la fois bien maîtrisée et fiable.

Cependant, nombreux sont les membres dupublic qui ne partagent pas cette conviction. Lacommunication avec le public est donc un élémentclé et un véritable enjeu pour l’industrie nucléaire.Quelqu’éloignés que soient les risques du stockagede radionucléides à vie longue pour l’homme, unepartie de l’opinion publique estime qu’ils

39

Test d’un château de transport de combustible nucléaire.


représentent un fardeau pour les générationsfutures, ce qui n’est pas satisfaisant sur le plan del’éthique. Une autre partie a tendance à considérerque des risques aussi faibles, qui pèseront sur desgénérations dont nous ne pouvons même pasimaginer l’environnement et les capacitéstechniques, sont négligeables à l’aune des risquesque ces générations auront à supporter. En toutétat de cause, ces divergences philosophiquesempêchent d’adopter des solutions de stockage.Pourtant, les déchets existent et il faudra bienprendre une décision un jour.

Les autres aspects du stockage final des déchetsactuellement débattus sont le stockage à longterme dans l’attente d’un stockage définitif, laréversibilité du stockage définitif et l’attrait decentres de stockage internationaux.

Stockage à long terme

Une alternative au stockage définitif des DHAet du CNU disponible dans le court terme est lestockage à long terme en surface. Il est largementadmis que c’est faisable techniquement et en faitc’est déjà pratiqué. Cependant, le stockage à longterme est généralement considéré comme un« second choix » et le besoin d’assurer la sécuritédu site et de surveiller son environnement accroîtson coût. La dégradation inévitable desinstallations de stockage et des colis de déchetsstockés revient à léguer aux générations futuresle coût et les risques de leur remplacementpériodique. De plus, cette solution ne fait querepousser une décision éventuelle sur la questiondu stockage définitif des déchets. Elle représentenéanmoins une option réalisable à moyen termeou comme solution semi-permanente.

Réversibilité

Les solutions qui prévoient la réversibilité dustockage final, c’est-à-dire qui permettent derécupérer les déchets déjà stockés, s’apparententau modèle du stockage à long terme et ontbeaucoup de points communs sur le plan des coûtset des risques. Elles sont faisables techniquement,mais peuvent aller contre l’objectif d’un isolementmaximal. De plus, elles peuvent impliquer unfinancement ultérieur pour la deuxième étape dustockage. On pourrait cependant adopter uneapproche par étapes conduisant progressivement àune configuration finale avec l’ensemble desdéchets stockés et le site confiné pour assurer unesûreté passive maximale tout en repoussant lesétapes à caractère difficilement réversible.

Sites de stockage internationaux

Les volumes de déchets nécessitant un stockagegéologique sont suffisamment petits pour que leprincipe d’un site de stockage ouvert à plusieurspays soit séduisant, tout particulièrement pourles petits pays pour lesquels les coûts fixesde développement d’un site de stockagereprésenteraient un lourd fardeau ou pourles pays dont les conditions géologiques ouenvironnementales ne sont pas favorables. Lesétudes montrent qu’il ne devrait pas y avoird’obstacles techniques ou environnementauxsérieux à la création d’un site de stockageinternational. Cependant, les problèmes éthiqueset politiques du choix des sites et la répugnancedu public à accepter les déchets d’autres payssemblent constituer des obstacles majeurs, toutau moins dans le proche avenir.

40

Site de stockagede DFA et de DMA en Suède.


Voir les références aux thèmes ci-dessous dans la rubrique « Pour compléter votreinformation » à la fin de l’ouvrage pour obtenir des informations plus détaillées sur :● Les principes fondamentaux et les obligations de la gestion des déchets, voir 4.1 à 4.7.● Les rapports biennaux sur l’état d’avancement des programmes de gestion des déchets

radioactifs dans les pays membres de l’AEN, voir 4.8.● Les aspects techniques du stockage définitif des déchets, voir 4.9 à 4.12.● Les aspects sociaux du stockage final des déchets, voir 4.13 et 4.14.● Les questions de réversibilité et de récupérabilité, voir 4.15.● Les réacteurs naturels d’Oklo et les autres analogues naturels, voir 4.16 et 4.17.● Le transport des déchets radioactifs et des informations sur les essais en réel de

châteaux de transport, voir 4.18 et 4.19.


Les installations nucléaires, qu’il s’agissede centrales, d’usines de retraitement ou deconditionnement ou d’installations de stockage ducombustible usé, abritent en général une grandequantité de radioactivité qui pourrait contaminerl’environnement et nuire à la santé humaine si ellen’était pas confinée. L’objectif premier de toutesles mesures de sûreté nucléaire est donc d’assurerque la radioactivité reste confinée quelles quesoient les circonstances ou, s’il y a relâchement deradioactivité, que cette émission soit contrôlée etlimitée en quantité de façon qu’elle n’apporteaucune nuisance significative.

De façon générale, la sûreté nucléaire peutdonc être définie comme l’aptitude des systèmes etdu personnel à prévenir les accidents ou à enminimiser les conséquences. Au final, l’impactradiologique sur l’homme et sur sonenvironnement doit être aussi réduit que possible,aussi bien en régime de fonctionnement normalqu’en cas d’accident. Pour y parvenir, en d’autrestermes pour faire en sorte que l’installationnucléaire soit jugée suffisamment sûre, desmesures techniques et organisationnelles sontprévues à tous les stades de sa vie, depuis le choixdu site et la phase de conception jusqu’au

déclassement final en passant par la fabricationdes composants, la construction de l’installation,sa mise en service et son exploitation.

Un accident de réacteur nucléaire estpotentiellement plus dangereux qu’un accidenttouchant un autre type d’installation nucléaireparce que la fission nucléaire engendre uneconcentration considérable de radioactivité.En outre, les énergies mises en œuvre sont énormeset les liquides et gaz de procédé peuvent servir devecteurs pour disséminer la radioactivité surde vastes étendues. C’est pourquoi l’essentieldes réflexions suivantes concernent principalementles centrales nucléaires, mais les mêmes principeset les mêmes stratégies s’appliquent aux autresinstallations nucléaires.

Éléments fondamentauxde la sûreté nucléaire

La sûreté nucléaire est le résultat de touteune série d’actions qui se recoupent et qui secomplètent (voir figure 5.1) :

● Il faut veiller attentivement, dès le début, àtous les facteurs qui influent sur la sûreté d’uneinstallation en projet, c’est-à-dire au choix de

41

Sûreté nucléaire

La sûreté d’une installation nucléaire dépend de la protection dont elle bénéficiepar conception ainsi que de l’organisation, de la formation, des procédures et du

comportement du personnel d’exploitation.

Le principe à la base de la sûreté nucléaire est la défense en profondeur qui secaractérise essentiellement par l’interposition de plusieurs barrières de protection

destinées à prévenir tout relâchement de radioactivité, chacune d’entre ellesintervenant en cas de défaillance de la précédente.

L’énergie nucléaire peut nuire à l’homme et à son environnement en cas d’émissionaccidentelle de substances radioactives nocives. C’est pourquoi son utilisation a

toujours été subordonnée à un niveau de sûreté très élevé. Toutefois, même si le risquerésiduel est minime, il n’est pas nul, comme dans tant d’autres activités humaines.

Chapitre 5


son site, à sa conception, qui doit être saine etéprouvée, à la haute qualité de la fabrication deses composants et de sa construction et àl’exhaustivité des essais avant mise en service.

● Il faut veiller à ce que la probabilité dedéfaillance de l’installation soit faible, qu’ellesoit prise en compte dans la conception et quede nombreuses protections soient prévues pourprévenir tout défaut ou toute défaillancesusceptible de provoquer un accident (principede « défense en profondeur »).

● Il faut accorder beaucoup d’attention àl’élément humain grâce à la mise en œuvrede systèmes de gestion et de pratiquesopérationnelles judicieux qui prévoient desévaluations périodiques de la sûreté et quistimulent la culture de sûreté dans les servicesd’exploitation et chez les autorités de sûreté.

● Il faut qu’une autorité de sûreté indépendantesurveille et inspecte les installations et soithabilitée à en suspendre le fonctionnement etmême, en dernier ressort, à en retirerl’autorisation d’exploitation.

Ces divers éléments se concrétisent par lesdispositions décrites ci-dessous.

Choix du site

Le choix du site d’implantation d’une centralenucléaire (ou d’une autre installation nucléaire) estrégi par la législation du pays concerné et doit êtreapprouvé par l’autorité de sûreté. Les critères prisen compte pour la sûreté sont les caractéristiqueshydrologiques, géologiques, météorologiques,sismiques et démographiques du site envisagé.L’objectif est de réduire au minimum l’expositiondes individus et de l’environnement à toutrelâchement de radioactivité et de faire en sorteque les structures et les systèmes de sauvegarderésistent à l’événement maximal prévisibled’origine naturelle ou humaine comme un séisme,par exemple. Dans toute la mesure du possible, lescentrales nucléaires sont donc implantées engénéral loin des zones densément peuplées. Lessites peuvent être réévalués au fur et à mesure queles connaissances ou les méthodes d’évaluation desrisques potentiels d’origine naturelle ou humaineprogressent.

Conception saine et éprouvée

Le principe à la base de laconception des installations

nucléaires est la « défense enprofondeur », c’est-à-dire

l’interposition de plusieursniveaux de protectioncontre le relâchement desubstances radioactives.La première ligne dedéfense est la préventiondes défaillances. Les

installations nucléairessont conçues pour garantir

un fonctionnement fiable,stable et facile à gérer. Le

recours à des technologies dehaute qualité et la prise en compte

de très grandes marges de sécurité pourla résistance et la capacité des composants

42

Surveillance et réglementation

Culture de sûreté

Essa

isco

mpl

ets

Pratiques opérationnelles saines

Analysesde

sûreté

5ème niveau : plans d'urgence4ème niveau : maîtrise des accidents graves

3ème niveau : maîtrise des accidents de dimensionnement2ème niveau : détection et maîtrise des défaillances

1er niveau : prévention des défaillances

Site approprié

Hautequalité

Conceptionsaine etéprouvée

Défe

nse

en p

rofo

ndeu

r

Figure 5.1Éléments de la sûreté nucléaire


importants pour la sûreté sont des élémentsessentiels à cet égard. Outre leur apport pour lasûreté, ces mesures contribuent également àmaximiser la productivité.

La deuxième ligne de défense est la détection etla maîtrise des défaillances pour garantir que toutécart par rapport au fonctionnement normal peutêtre détecté rapidement et, si possible, corrigéautomatiquement par les systèmes de contrôle etde protection sans perturber le fonctionnementnormal. Si ces systèmes sont défaillants à caused’un événement anormal, des systèmes desauvegarde (voir plus loin) sont prévus pouramener automatiquement le réacteur dans un étatsûr et pour confiner les matières radioactives. Cessystèmes sont conçus pour résister aux accidentsde dimensionnement (appelés parfois accidents deréférence), c’est-à-dire à une série de régimesanormaux et d’accidents hypothétiques pris encompte dans la conception de l’installation. Lamaîtrise de ces accidents de dimensionnement estla troisième ligne de défense.

Les principes de conception résumés plus hautreprésentent les premier, deuxième et troisièmeniveaux de défense en profondeur contre unaccident nucléaire. Les quatrième et cinquièmeniveaux consistent à maîtriser les accidents sévèresafin d’en limiter les conséquences et de prévenirune dispersion extérieure de radioactivité (aubesoin, en sacrifiant l’exploitation future del’installation) et, si une importante quantité deradioactivité est relâchée malgré ces mesures, à enatténuer ses conséquences radiologiques grâce à lamise en œuvre de plans d’urgence hors site (voir lechapitre 6 pour des informations complémentairessur les réponses aux accidents).

Systèmes de sauvegarde

Dans une centrale nucléaire, ces circuits visentà s’assurer : (1) que les matières radioactivesrestent constamment confinées, (2) que la fission(la réaction en chaîne) peut être stoppée à toutmoment quasi instantanément, si un régimeanormal persiste, afin d’arrêter l’essentiel de laproduction de chaleur, et (3) que la chaleurrésiduelle peut être évacuée après l’arrêt duréacteur pour sauvegarder l’intégrité des barrièresqui évitent la dispersion de la radioactivité.

Ces préoccupations ont conduit à concevoir unsystème de barrières multiples pour prévenir le

relâchement de radioactivité. La première barrièreest la matrice du combustible et son enveloppehermétique, la gaine. La deuxième barrière estl’enveloppe du circuit primaire, structure trèsrésistante véhiculant le fluide de refroidissement(ou réfrigérant) en fonctionnement normal etcomprenant en particulier la cuve qui abrite lecœur du réacteur. Normalement, la dernièrebarrière est l’enceinte de confinement, structureen béton armé destinée à la fois à empêcherl’émission dans l’environnement de substancesradioactives qui auraient franchi accidentellementles premières barrières et à protéger les structuresdu circuit primaire d’agressions externes telles quemissiles, incendies ou explosions (voir figure 5.2).Lors de l’accident de Three Mile Island en 1979,l’un des deux plus graves accidents ayant affectédes centrales nucléaires de puissance, la cuve duréacteur et l’enceinte de confinement ontparfaitement joué leur rôle et protégé le publicmalgré les graves dommages subis par le cœur du

43

1ère barrière :matrice de pastille de combustible et gainage

Circuit de vapeur

Crayon combustible

Générateurde vapeur

Pompe primaire

2ème barrière :enveloppe du circuit primaire

3ème barrière :enceinte de confinement

Cuve duréacteur

Figure 5.2Barrières classiques de confinement des matières radioactives


réacteur et l’intense production de chaleur et deradioactivité.

La fission peut être interrompue en insérantdes barres de commande « neutrophages » dansle cœur du réacteur (voir chapitre 2). Ces barrespeuvent être insérées petit à petit pour arrêter leréacteur lentement ou au contraire brusquementpour arrêter la réaction en chaîne quasiinstantanément en provoquant un arrêt d’urgenceappelé également « scram ». Un deuxième systèmed’arrêt est toujours prévu, en l’occurrence, parexemple, l’injection de fluides neutrophages quiassurent l’arrêt du réacteur à long terme.

En régime normal, la chaleur est normalementextraite du réacteur par le fluide derefroidissement. Dans les réacteurs de la filièreà eau ordinaire, cette chaleur sert à produire dela vapeur utilisée pour entraîner les groupesturboalternateurs générateurs d’électricité. En casde défaillance, des circuits de sauvegarde séparésévacuent la chaleur résiduelle (chaleur produitedans le réacteur après l’arrêt). L’alimentationélectrique de ces circuits et des autres systèmesindispensables est assurée, en cas de besoin, pardes générateurs de secours implantés sur le site(habituellement des groupes diesel).

La disponibilité constante et la fiabilité defonctionnement des systèmes de sauvegarde sontdes caractéristiques essentielles de la défense enprofondeur. Le bon fonctionnement de ceséquipements est donc vérifié régulièrement. Ilsdoivent être conçus de façon que la défaillanced’un simple composant important pour la sûretén’entraîne pas la perte de fonction du système oudu circuit concerné (critère de défaillance unique).

De plus, les systèmes de sauvegarde sont conçusselon les principes de la redondance, par exemple :des circuits plus nombreux et une résistance plusgrande que ce qui est nécessaire d’après deshypothèses pourtant pessimistes ; la diversité,c’est-à-dire la prévention des défaillances de modecommun grâce à plusieurs modes opératoiresdissemblables ; et la séparation physique dessystèmes de sauvegarde des systèmesd’exploitation. Le principe qui sous-tend toutecette conception, c’est le choix de la prudencepour toutes les hypothèses sur les risques dedéfaillance, la pratique qui consiste à concevoirla sûreté en partant d’une approche du type« et si ? » et l’analyse minutieuse des performancespassées des matériels et des matériaux.

Haute qualité de fabricationet de construction

La haute qualité du matériel conditionne lafiabilité de son fonctionnement. C’est la raisonpour laquelle l’assurance qualité est unecomposante essentielle de la sûreté nucléaire.Une série spéciale de codes et normes a été miseau point pour les équipements et les composantsdes installations nucléaires. Ces textes exigent descontrôles rigoureux pour vérifier le respect desnormes de qualité et leurs critères sont si strictsqu’ils garantissent que seules des technologiesconnues et éprouvées sont utilisées. Les autoritésréglementaires nationales surveillent la mise enœuvre de l’assurance qualité et des contrôlespériodiques associés dont le coût supplémentairereprésente une part importante du coût élevé deconstruction et d’entretien des installationsnucléaires.

Étendue des essais avant miseen service

La mise en service est une étape importantedans la phase d’achèvement d’une centralenucléaire. Le réacteur franchit petit à petit lespaliers de puissance spécifiés et les caractéristiquesde fonctionnement des systèmes d’exploitationet de sauvegarde sont déterminées, enregistrées etcomparées aux critères requis prédéfinis. Un grandnombre d’essais spécifiques sont effectués pourvérifier le fonctionnement des matériels et descircuits ainsi que le comportement général del’installation. Les imperfections sont corrigées et lesessais sont renouvelés jusqu’à ce qu’ils donnententière satisfaction.

Toute une série d’essais sont également réalisésaprès les grandes opérations d’entretien ou aprèsle remplacement ou la remise à niveau d’uncomposant.

Analyses de sûreté

La sûreté de toutes les installations nucléairesdoit être évaluée en analysant systématiquementune série déterminée de défaillances potentielleset leur interaction avec les barrières de sûreté.C’est ce que l’on appelle l’approche déterministede la sûreté. L’approche déterministe utilise deshypothèses pénalisantes pour démontrer que la

44

La pratique actuelledans la plupart des

pays de l’OCDEest d’exiger une

formation de baseet de remise à

niveau pourle personnel

d’exploitationpour des situations

très variéesd’exploitation et

d’urgenceen utilisant une

salle de commandesimulée en

grandeur nature.


réponse de l’installation et de ses systèmes desauvegarde à une série d’accidents de référence,comme la perte de réfrigérant primaire, parexemple, reste dans les limites et les exigencesréglementaires prescrites. Elle ne tient pas comptede la probabilité d’occurrence de ces accidents etpostule que tous les systèmes de sauvegarde del’installation seront disponibles pour assurer lesfonctions de sûreté qui leur sont dévolues.

Cette analyse est réalisée avant la fin de l’étapede conception de façon à confirmer l’aptitude del’installation à fonctionner sans difficulté dans leslimites opérationnelles et réglementaires prescritescompte tenu des caractéristiques du site proposé.Ces analyses sont présentées dans un « rapport desûreté » ou dans un « dossier de sûreté ». Lesautorités de sûreté les soumettent à un examencritique avant de délivrer les autorisations. Ellesservent ensuite de référence pour la sûreté defonctionnement de l’installation.

Bien souvent, les réglementations nationalesimposent aussi une analyse de sûreté systématiqueet périodique sur toute la durée de vie desinstallations nucléaires, ainsi que des auto-évaluations par les exploitants, pour s’assurer queles installations peuvent continuer à fonctionner

conformément à leur dossier de sûreté et auxautres exigences d’exploitation.

Depuis les années 80, il est courant decompléter l’analyse déterministe par une analysede type probabiliste. L’analyse probabiliste desûreté (APS) analyse tous les types decirconstances, dont les défaillances de matérielset les erreurs humaines, qui peuvent conduireà un accident. Les combinaisons d’événements etd’erreurs humaines susceptibles de conduire àdes accidents graves sont aussi recensées et leurprobabilité d’occurrence est évaluée. Les résultatsde ces études sont utilisés à diverses fins, commela définition des priorités en matièred’amélioration de la sûreté, la formation dupersonnel d’exploitation et la définition despriorités en matière d’inspections.

Pratiques opérationnelles saines

L’expérience a montré que la sécurité dufonctionnement des installations est fonction dudegré d’adhésion à certains principes comme :

● l’octroi de la responsabilité première de lasûreté à l’opérateur, les principes de gestionattribuant à la sûreté la priorité requise ;

45

La culture de sûretéest « l’ensemble descaractéristiques etdes attitudes qui,dans les organismeset chez lesindividus, fontque les questionsrelatives à la sûretédes centralesnucléairesbénéficient defaçon absolumentprioritaire del’attention qu’ellesméritent en raisonde leurimportance. »Rapport de l’AIEAsur la culture dela sûreté, 1991.

La Convention surla sûreté nucléaire,dont l’AIEA est ledépositaire, fixeun ensemble deprincipes de sûreténucléaire reconnusà l’échelleinternationale. Elleest entrée envigueur en octobre1996 et en avril2002, elle comptait54 partiescontractantes et65 signataires donttous les paysexploitant descentrales nucléaires.Elle porte sur ladéfinition d’uncadre législatif etréglementaire,le choix des sitesd’implantation,la conception,la construction etl’exploitation,la disponibilitéde ressourcesfinancières ethumainesappropriées,l’évaluation etla vérification dela sûreté,l’assurance qualitéet les plansd’intervention encas d’urgence.

La formation périodique sur simulateurest une des bonnes pratiques opérationnelles qui concourt à la sûreté nucléaire.


● la mise en place d’une forte organisationprévoyant, entre autres, un nombre suffisant depersonnes qualifiées et expérimentées ;

● la définition de limites et de conditionsprudentes qui fixent un cadre d’exploitationsûr ;

● des procédures approuvées pour toutes lesactivités, y compris les essais, les opérationsd’entretien et les opérations hors normes quiincluent des processus d’autocontrôle et devérification indépendante ;

● des programmes d’assurance qualité étofféspour toutes les opérations, les inspections, lesessais et la maintenance ;

● des programmes de formation pour toutes lesactivités ayant un impact direct sur la sûreténucléaire ;

● la nécessité d’une assistance technique pendanttoute la durée de vie de l’installation ;

● la déclaration de tous les incidents dans lesdélais à l’autorité de sûreté appropriée ;

● l’établissement de programmes de recueil etd’analyse de l’expérience d’exploitation, lepartage de cette expérience avec les organismesinternationaux, les autorités de sûreté et lesautres exploitants, et l’inclusion de cetteexpérience dans les programmes de formation ;

● la préparation de procédures et de plansd’urgence avant le démarrage de l’installation,puis leur révision périodique afin d’harmoniserles réponses des différentes entités qui seraientappelées à intervenir pour atténuer lesconséquences d’un accident ;

● la prise en compte rigoureuse des facteurshumains dans la conception et la configurationde la salle de commande, des alarmes et dessystèmes de signalisation.

Culture de sûreté

L’expérience montre qu’une « culture de sûreté »peu développée est bien souvent à l’origine d’unechute des performances en matière de sûreté. Endépit de tous les systèmes de sauvegarde, ce sontles hommes qui sont les ultimes garants de lasûreté d’une installation nucléaire. Une bonneculture de sûreté, qui influence fortement lescomportements et l’état d’esprit de tous ceux dontles actions ont un impact sur la sûreté, estessentielle en matière de sûreté nucléaire. Un sens

aigu des responsabilités, l’autodiscipline et lerespect de la réglementation par le personnel sontles attributs d’une bonne culture de sûreté, maisle style de gestion est aussi une composanteessentielle. La culture de sûreté n’est pas innée ;comme elle est liée à des habitudes et attitudesnationales, elle ne s’acquiert pas du jour aulendemain et ne « s’installe » pas comme unemachine. Elle doit être transmise du haut vers lebas de façon continue et claire, et se répandredans toutes les structures d’exploitation et danstous les organismes de réglementation.

Surveillance et réglementation

La responsabilité de la sûreté nucléaire incombeavant tout aux pouvoirs publics, chaque pays étantresponsable de la sûreté des centrales nucléairesdont il a autorisé la construction et l’exploitationsur son territoire. La responsabilité première de lasûreté est le plus souvent dévolue aux exploitantsqui sont les titulaires des licences. Cependant, lacoopération internationale, à laquelle participentdes organisations comme l’Agence de l’OCDE pourl’énergie nucléaire (AEN) et l’Agence internationalede l’énergie atomique (AIEA), a de tout tempscontribué de façon essentielle à l’élaboration deconcepts pertinents et à la diffusion de bonnespratiques (voir aussi chapitre 8).

Ainsi, la Convention sur la sûreté nucléaire,dont tous les pays exploitant des centralesnucléaires sont signataires, définit un ensemble deprincipes reconnus à l’échelle internationale et unesérie d’obligations concernant les élémentsfondamentaux pour assurer la sûreté.

Même si la responsabilité de la sûreté nucléaireincombe aux exploitants, la surveillance et lescontrôles exercés par les organismes deréglementation sont essentiels. Tous les pays quiexploitent un parc nucléaire ont une autorité desûreté nucléaire qui délivre les autorisations etveille au respect de la réglementation.

Ces organismes de réglementation :

● élaborent et promulguent les exigencesréglementaires, les normes de sûreté et lesréglementations appropriées ;

● délivrent les autorisations après évaluation dela sûreté de l’installation ;

● inspectent, suivent et contrôlent lesperformances des exploitants sur le plan dela sûreté ;

46


● vérifient le respect des réglementations oudes exigences réglementaires et imposent desmodifications en cas de mauvaises pratiquesou d’écarts par rapport aux normes.

Un principe important, qui est ancré dans laConvention sur la sûreté nucléaire, est laséparation effective entre l’organisme deréglementation nucléaire et les entités chargéesde la promotion ou de l’utilisation de l’énergienucléaire, de façon que l’autorité de sûreté et sonprocessus décisionnel échappent aux pressionsexternes injustifiées.

Expérience d’exploitationUne expérience d’exploitation de plus de

10 000 réacteurs-an pour le monde entier a permisde recueillir une masse d’informations et de tirerde nombreux enseignements. Ces enseignements

sont systématiquement partagés par le biais desbanques de données et des rapports desorganisations internationales, de revues et deconférences. L’amélioration continue de la sûretéopérationnelle des centrales nucléaires, enparticulier dans les années récentes, est un résultattangible de cet échange d’expérience. Ainsi, lenombre d’arrêts d’urgence automatiques nonprogrammés a diminué au cours de la dernièredécennie, ce qui traduit une amélioration généralede l’exploitation des centrales (voir figure 5.3).

Les bonnes performances générales descentrales nucléaires de puissance en matière desûreté sont assombries par deux accidents graves –l’accident de Three Mile Island (TMI) aux États-Unisen 1979 et l’accident de Tchernobyl en Ukraine(dans l’ex-Union soviétique) en 1986. L’accident deTMI a gravement endommagé le cœur du réacteur,mais la cuve et l’enceinte de confinement ont

47

0,01990Année 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001369Unités communiquant

leurs statistiques391 387 391 400 404 418 410 413 418 417 428

0,5

1,0

1,5

1,8

1,61,7

1,4

1,11,0

1,1

0,90,7 0,7

0,6

0,9

2,0

Figure 5.3Fréquence des arrêts d’urgence automatiques non programmés dans le monde

(nombre par 7 000 heures)

Source : WANO, Indicateurs de performances 2001.

L’indicateur du nombre de « scrams » automatiques non programmés par 7000 heures exprime la fréquence moyenne des arrêts d’urgence fortuits par année de service(7000 heures environ). Les arrêts d’urgence automatiques non programmés génèrent des transitoires thermiques et hydrauliques qui affectent les circuits de la centrale.


48

arrêté la quasi-totalité des effluents radioactifsgazeux et il n’y a eu aucun effet sanitaire sur lapopulation. Il a été ultérieurement classé 5 surl’échelle internationale des événements nucléaires(échelle INES). L’accident de Tchernobyl est unecatastrophe à tous égards et c’est le seulévénement nucléaire jamais classé au-dessus de 5sur l’échelle INES (il est classé au niveau 7, le plusélevé). Le combustible nucléaire du cœur duréacteur a fondu et une explosion de vapeur s’estproduite. En l’absence d’enceinte de confinementintégrale, de grandes quantités de matièresradioactives solides et gazeuses se sont disperséessur une grande partie de l’Europe.

Des leçons importantes ont été tirées de cesdeux accidents. L’accident de TMI a mis enévidence le besoin d’accorder plus d’attention auxfacteurs humains, d’améliorer la qualification et laformation des opérateurs, les procédures d’urgenceet la communication avec le public. L’accident deTchernobyl, ainsi que l’information renduepublique sur les carences de la filière RBMK (quin’est pas utilisée dans les pays de l’OCDE), ont mis

en évidence l’importance de la culture de la sûreté.Cet accident a montré qu’une culture de sûretépeu développée chez les opérateurs, mais dont lafaiblesse tient aussi à un management déficientet à des influences externes néfastes, pouvaitconduire à un comportement d’exploitationcontrevenant à tous les principes de la défenseen profondeur.

Impact de ladéréglementation desmarchés sur la sûreténucléaire

On a vu récemment de plus en plus de marchésde l’électricité s’ouvrir à la concurrence. S’il nefait guère de doute que la déréglementationaméliorera la rentabilité économique globalede la production d’électricité, son impact sur lasûreté nucléaire mérite discussion. D’après lespremières indications recueillies, le respect dela réglementation et la compétitivité économique

L’échelleinternationale des

événementsnucléaires (INES –

voir figure 5.4)est un outil de

communicationrapide et cohérente

sur l’importanced’un événement

nucléaire au plande la sûreté.

* Three Mile Island, États-Unis, 1979 ** Tchernobyl, Ukraine, 1986

Aucune importance pour la sûreté

Anomalie (hors du régime d'exploitation autorisé)

Incident (avec défaillance importante des sauvegardes)

Incident grave

Accident n'entraînant pasde risque important hors du site

Accident entraînantun risque hors du site*

Accident grave

Accident majeur**

Accident

7

6

5

4

3

2

1

0

Incident

Déviation

Figure 5.4Échelle internationale des événements nucléaires (INES)


ne sont pas antagonistes bien qu’une surveillanceindépendante et vigilante soit nécessaire pourvérifier qu’il en sera toujours ainsi. Il se peut queles organismes de réglementation soient amenésà faire évoluer et à adapter leurs réglementationset leur personnel pour faire face aux nouvellesconditions du marché afin de s’assurer qu’unesurveillance efficace est maintenue sans influerinutilement sur la capacité de l’exploitant à êtrecompétitif sur un marché ouvert.

Sûreté des réacteurs du futurDans les prochaines décennies, il se peut que

de nouveaux modèles de réacteurs soient mis enservice pour concurrencer les autres moyens deproduction d’électricité. Ces modèles du futurdevront concilier réduction des coûts deproduction et maintien ou amélioration desniveaux de sûreté. Différents modèles de lanouvelle génération de réacteurs nucléaires depuissance ont été proposés et sont étudiés(voir chapitre 10). Quelques-unes de leurs

principales caractéristiques de sûreté sontrésumées ci-après :

● prise en considération explicite des accidentsgraves dans le dimensionnement ;

● élimination effective de quelques séquencesaccidentelles graves grâce à la sûretéintrinsèque ;

● réduction importante, voire suppression,d’importants relâchements de radioactivité,même en cas d’accident grave ;

● amélioration de l’opérabilité et de la facilitéd’entretien grâce à un recours intensifaux technologies numériques ;

● diminution de la complexité des systèmes etdes risques d’erreur humaine.

Toutes ces avancées, si elles sont appliquéesavec succès, peuvent conduire à diminuer lesmesures de protection sur site et hors site,comme les plans d’évacuation des populations,et représenteront un progrès par rapport à lasituation actuelle.

49


Voir les références aux thèmes ci-dessous dans la rubrique« Pour compléter votre information » à la fin de l’ouvrage pourobtenir des informations plus détaillées sur :● Les principes de base de la sûreté nucléaire, voir 5.1 et 5.3.● La culture de la sûreté nucléaire, voir 5.4 et 5.5.● L’échelle internationale des événements nucléaires, voir 5.6.● Les causes de l’accident de Tchernobyl et ses conséquences

sanitaires et radiologiques, voir 5.7 et 6.1.● L’expérience d’exploitation et ses enseignements, voir 5.8.● L’impact de la déréglementation des marchés, voir 5.9 et

5.10.● La sûreté des réacteurs nucléaires du futur, voir 5.11.


L’univers, comme la Terre et les êtres vivantsqui y vivent, est constamment exposé à desrayonnements. Depuis que l’homme a découvertleur existence à la fin du 19ème siècle, il a trouvéet exploité beaucoup d’applications de laradioactivité et des rayonnements.

La science médicale a été parmi les premièresà exploiter le pouvoir pénétrant des rayonnements.Les rayons X ont révolutionné l’étude et letraitement du corps humain mais il estapparu très rapidement que leurs bienfaitss’accompagnaient de risques et qu’il fallait doncprotéger les individus de l’exposition auxrayonnements. Depuis lors, l’utilisation desrayonnements est toujours une question d’équilibreentre les avantages et les risques. Pour mieux gérercet équilibre, on a développé une théorie, unepolitique, une réglementation et une pratique dela radioprotection et cherché constamment àaméliorer la connaissance des sources, desapplications et des effets des rayonnements.

Fondements scientifiqueset médicaux

Types de rayonnements

Le rayonnement est une énergie qui traversel’espace ou la matière sous forme de particules

subatomiques ou d’ondes électromagnétiques.La radioactivité est la modification spontanée dunoyau d’un atome instable qui s’accompagned’une émission de rayonnement. Pour caractériserce phénomène, on parle généralement de« désintégration atomique ». Les atomes radioactifssont souvent appelés « radionucléides » ou « isotopesradioactifs » de l’élément chimique concerné.

Lorsque le rayonnement de particules ou lerayonnement électromagnétique est suffisammenténergétique pour arracher les électrons des atomesavec lesquels il entre en contact, ces atomes sechargent électriquement. On dit qu’ils sont« ionisés » et on parle de rayonnements ionisants.Les ions résultant de ces interactions peuvententraîner des modifications chimiques qui lèsentles cellules vivantes exposées à ces rayonnements.Inversement, lorsque le rayonnement de particulesou le rayonnement électromagnétique n’est pasassez énergétique pour ioniser les atomes, lesrayonnements ne sont pas ionisants.

Les rayonnements ionisants se présententsous différentes formes : particules alpha,particules bêta, neutrons ou rayonnementsélectromagnétiques (rayons gamma et rayons X).Chaque type de rayonnement ionisant agitdifféremment sur la matière et sur le corps humainet peut être arrêté efficacement par différentsmatériaux (voir figure 6.1).

51

Radioprotection

La radioactivité fait partie de notre environnement et ses propriétés sont utiliséespour des applications médicales et industrielles. Elle représente un des risques

sanitaires les plus étudiés et ces risques sont de mieux en mieux connus. Il existebeaucoup de types de rayonnements, certains plus nocifs que d’autres,

et beaucoup de moyens d’assurer une utilisation sûre et utile des rayonnementsainsi que des processus qui en émettent.

La protection radiologique du public, de l’environnement et des travailleurs estl’objectif premier de la sûreté pour l’industrie nucléaire. Les stratégies de

la radioprotection reposent sur trois principes : justification des pratiques,optimisation de la protection et limitation de l’exposition.

Chapitre 6


Les particules alpha, émises par le noyau d’unatome, sont composées de deux protons et de deuxneutrons. Elles sont identiques au noyau d’unatome d’hélium et ont une double charge positive.Elles perdent leur énergie très rapidement dans lamatière parce qu’elles sont lourdes et qu’elles sontdoublement chargées. Une simple feuille de papierou la couche superficielle de peau morte d’unepersonne suffit à les arrêter. Les particules alphasont considérées dangereuses pour la santéuniquement si elles sont ingérées ou inhalées et sielles viennent ainsi au contact direct de cellulessensibles.

Les particules bêta sont des électrons émis parle noyau d’un atome. Elles n’ont qu’une chargenégative ; de ce fait, elles réagissent moins que lesparticules alpha au contact de la matière et sontdonc plus pénétrantes. Elles sont arrêtées par defines couches de plastique ou de métal et, ellesaussi, sont considérées dangereuses en particulieren cas d’ingestion ou d’inhalation. Elles peuventcependant provoquer des radiolésions de la peauen cas d’exposition prolongée.

Les neutrons sont contenus dans le noyau desatomes dont ils peuvent être expulsés par collisionou fission. Ce sont des particules électriquementneutres dont la masse est sensiblement identiqueà celle des protons. Comme ils sont neutres, ilsréagissent peu au contact de la matière et sontdonc très pénétrants, c’est-à-dire difficiles àarrêter. Pour les arrêter, les écrans les plus efficacessont d’épaisses couches de béton ou des matièresriches en hydrogène comme l’eau ou l’huile.

Les rayons gamma et les rayons X sont desondes électromagnétiques, les premiers étant émispar le noyau d’un atome et les deuxièmes par leschangements de niveaux d’énergie des électronsd’un atome. Tous deux sont des formes derayonnement électromagnétique à haute énergiequi réagissent peu au contact de la matière. Pourles arrêter, les écrans les plus efficaces sontd’épaisses couches de plomb ou de matériauxdenses. Ils sont dangereux pour l’homme, même encas d’irradiation externe.

Sources de rayonnement

Il existe deux types principaux de sources derayonnement auxquels l’homme est exposé : laradioactivité naturelle et la radioactivité artificielle.

Radioactivité naturelle

La radioactivité naturelle, qu’elle soit ionisanteou non ionisante, est d’origine cosmique outerrestre. Le rayonnement cosmique, qui vient duciel, est produit par divers phénomènes dont lanaissance et la mort des étoiles. Le principalémetteur de rayonnement cosmique, tout aumoins pour nous, sur la Terre, est le soleil. Lerayonnement tellurique, qui vient de la Terreelle-même, est dû à la désintégration desradionucléides primordiaux et cosmogéniquesprésents dans l’écorce terrestre. Deux élémentsabondants, l’uranium et le thorium, émettent desrayonnements ionisants pendant les millionsd’années que dure leur décroissance radioactiveavant de se transformer en plomb, élément stablequi n’émet donc pas de rayonnements.

52

Alpha

Papier Plastique Plomb Béton

Rayons gamma et X

Neutrons

Bêta

42α ++

0-1β-

00γ

10 n

Figure 6.1 : Pouvoir pénétrantdes différents types de rayonnements

Source : Université du Michigan, États-Unis.

Les radionucléidescosmogéniques sont

des isotopesradioactifs produits

par interaction entrele rayonnementcosmique et le

noyau d’un atome.On peut les trouver

dans l’atmosphèreterrestre ou à la

surface de la terre ;ils peuvent aussi

être produits dansdes météorites ou

dans d’autres corpsextraterrestres qui

tombent à la surfacede la terre.

Le tritium (3H),hydrogène avecdeux neutrons

supplémentaires(période radioactive

de 12,3 ans), et lecarbone-14 (période

radioactive de5 730 ans), qui se

trouvent tous deuxen petite quantitédans chaque êtrevivant, sont deux

exemples deradionucléides

cosmogéniques.

Les radionucléidesprimordiaux sontdes vestiges de la

création de la Terreet de l’univers. Ce

sont des éléments àvie longue dont la

période radioactiveest souvent de

l’ordre de centainesde millions d’années.

L’uranium-238(période de4 milliards

470 millionsd’années), lethorium-232

(période radioactivede 14 milliards

100 millionsd’années) et le

potassium-40(période radioactive

de 1 milliard280 millions

d’années) sont desexemples typiquesde radionucléides

primordiaux.


Un des produits de la chaîne de désintégrationde l’uranium est le radon, gaz qui parvient dansl’atmosphère s’il se forme près de la surface dela terre. Ainsi, les rayonnements ne sont passeulement émis directement par leurs sourcesterrestres ; ils font partie de l’atmosphère que nousrespirons et s’y trouvent en quantité variable selonle volume et la nature des matières radioactivescontenues dans le sol.

Nos aliments sont eux aussi naturellementradioactifs puisque plantes et animaux absorbentdes matières radioactives présentes dansl’environnement. De ce fait, nos organismes, enparticulier nos os, contiennent de faibles quantitésd’éléments radioactifs comme le carbone-14, lepotassium-40 et le radium-226. Le potassium estun important élément nutritif ; les bananes, parexemple, sont riches en potassium, y compris enpotassium-40 qui en est un isotope radioactif.Le tritium, isotope radioactif naturel ou artificielde l’hydrogène, corps entrant dans la compositionde l’eau sur terre, est également présent dans nosorganismes, principalement dans les tissus mous etdans le sang.

Radioactivité artificielle

La science et le développement de l’industrienucléaire ont engendré de nouvelles sources derayonnement que l’on appelle « radioactivitéartificielle ». Les essais de bombes atomiques, quis’effectuaient dans l’atmosphère à l’origine, ontpropulsé dans la haute atmosphère de grandesquantités de matières radioactives qui se sontdispersées tout autour de la planète. La plupart dela population de l’hémisphère nord et une partiede la population de l’hémisphère sud a été exposéeet continue d’être exposée aux rayonnements émispar ces matières.

Le développement de l’énergie nucléaire depuisles années 50 s’est aussi traduit par la libérationde radioactivité dans l’atmosphère et dans l’eau,ces rejets étant dus à plusieurs étapes du cycledu combustible, principalement le retraitementdu combustible usé et, dans une moindre mesure,la fabrication du combustible et la productiond’électricité.

Les rayons sont très utilisés en médecine depuisleur découverte. Les rayons X provoquent uneexposition très importante aux rayonnementsionisants. Le recours à l’imagerie en temps réelpar rayons X en salle d’opération pour aider le

chirurgien à positionner ses instruments estune application récente des rayonnements.La tomographie assistée par ordinateur et latomographie à émission de positons sont deuxautres applications sophistiquées des rayonsgamma en médecine.

Les rayons servent aussi à des finsthérapeutiques, précisément parce qu’ils peuventtuer les cellules telles que les cellules cancéreuses.Des sources de rayonnement peuvent êtreimplantées au sein des tumeurs par voiechirurgicale et des sources liquides peuvent êtreinjectées dans le sang et se concentrer dans lescellules cibles – une méthode utilisée pour traiterle cancer de la thyroïde. Toutes ces applicationssont des sources de rayonnement ionisant tantpour les patients que pour le corps médical.

Niveaux d’exposition auxrayonnements

Quels sont les niveaux de rayonnementauxquels les individus sont exposés et quelles sontles principales sources de rayonnement ? Le Comitéscientifique des Nations Unies pour l’étude deseffets des rayonnements ionisants (UNSCEAR)recueille les données depuis 1955 et publieun rapport tous les quatre ans environ quirécapitule les expositions moyennes selon lesdifférentes sources. La figure 6.2 résume lesrésultats du dernier rapport (UNSCEAR 2000).

53

Rayonnementcosmique

0,4

Radioactivitédans lesaliments

0,3

Radioactivité naturelleRadioactivité artificielle

Retombées des essaisatomiques

dans l'atmosphère0,005

Tchernobyl0,002

Productionélectronucléaire(hors Tchernobyl)0,0002

Radon1,2

Diagnosticsmédicaux

0,4

Rayonnementterrestre

0,5

Figure 6.2 : Sources typiques d’exposition du publicaux rayonnements (en mSv par an)

Source: UNSCEAR. Sources and Effects ofIonizing Radiation, Vol. 1 (New York : ONU, 2000).

Un joule correspondà l’énergienécessaire pourélever latempérature d’ungramme d’eau de0,24°C.

Les termes « dose »et « exposition »sont en généraléquivalents etpeuvent être utilisésl’un pour l’autre.Tous deux sontcourants.

L’homme est soumisen permanence àdes rayonnementsélectromagnétiquesnon ionisants. C’estle cas de la lumièrevisible et des ondesradio et detélévision. C’est cemême type derayonnement qui estémis par nos écransd’ordinateur et quichauffe nos alimentsdans les fours àmicro-ondes.Compte tenu de leurfaible énergie, tousces rayonnementssont classés « nonionisants ».


Il va de soi que notre exposition aux sources derayonnement naturelles et artificielles peut êtrevolontaire ou involontaire.

Effets de l’exposition auxrayonnements

L’effet principal de la traversée d’unequelconque matière – un tissu humain parexemple – par un rayonnement est un dépôtd’énergie. Le rayonnement perd de l’énergie aucontact de la matière et la matière récupère cetteénergie. C’est pourquoi l’unité de mesure del’exposition aux rayonnements repose sur l’énergieabsorbée. Aujourd’hui, cette unité de mesure(appelée également « dose ») est le gray (Gy). Ungray correspond à l’absorption d’un rayonnementqui cède un joule d’énergie dans un kilogramme dematière.

Certains types de rayonnements ionisants sontplus dangereux que d’autres. Ainsi, à cause de leurmasse et de leur charge électrique importantes, lesparticules alpha ont tendance à libérer beaucoupd’énergie sur de très courtes distances et ellespeuvent donc provoquer d’importantes lésions sielles traversent des tissus biologiques sensibles.Les neutrons, de leur côté, entrent rarement encontact avec les atomes, mais leurs effets peuventêtre significatifs si ce contact se produit. Pour cesraisons physiques, on attribue aux différents typesde rayonnements un facteur de qualité qui sert àétablir une relation entre l’énergie déposée etl’effet biologique sur l’organe exposé.

L’unité de mesure de cet effet biologique est lesievert (Sv). Un sievert correspond à la quantitéd’énergie déposée par un rayonnement donné (engrays) multipliée par le facteur de qualité de cerayonnement. Plus le facteur de qualité est élevé,plus l’effet est important. Pour les particules alpha,le facteur de qualité est égal à 20 ; pour lesneutrons, il fluctue entre 5 et 20 suivant leurénergie ; pour les rayons gamma, bêta et X, il estégal à 1.

Pour évaluer les dommages causés par unrayonnement, il faut aussi savoir si l’organismeentier a été exposé ou seulement un organe et, lecas échéant, lequel. La sensibilité auxrayonnements varie selon les tissus exposés(poumons, foie, os, par exemple). Ainsi, lesparticules alpha sont les rayonnements émis parl’uranium qui ont le plus d’effets biologiques, maisils ne peuvent même pas pénétrer la peau.L’exposition de la peau à la poussière d’uraniumn’est donc pas dangereuse en général, mais si lamême poussière est inhalée et atteint les tissuspulmonaires sensibles, elle peut endommagergravement les cellules exposées. Dans ce cas, untissu est plus particulièrement exposé et l’énergiedéposée est transmise à ce seul tissu. Pour quecette exposition puisse être comparée avec d’autrestypes d’exposition, les chercheurs ont défini desfacteurs de qualité tissulaires. Ces facteurspermettent de comparer et de cumuler l’effetbiologique de l’exposition à un type derayonnement affectant l’organisme entier avecl’exposition d’un organe particulier à un autre typede rayonnement. Il est alors possible de représenterl’effet biologique de différentes expositions aurayonnement sur une échelle unique.

Effets biologiques des rayonnements

Les rayonnements sont parmi les agentstoxiques les plus étudiés. Bien qu’on ne puisse niles toucher, ni les goûter, ni les sentir, ils sont trèsfaciles à identifier et à quantifier – à la différencedes substances chimiques cancérigènes, parexemple. La physique des rayonnements pénétrantsest elle aussi très bien connue et ces connaissancespermettent d’étudier scientifiquement les effetsque différents niveaux d’exposition peuvent avoirsur les êtres humains.

La physique des rayonnements n’est cependantque le début de l’histoire. Si l’on y regarde de plusprès, l’énergie des rayonnements ionisants est

54

Pas de

réparation

Réparatio

n Toutes les lésions sont réparées ;la cellule redevient saine

Celluleirradiée

Cellule morte

Cellule lésée

Possibilité dedéveloppement d'un cancer

Perte partielle desfonctions cellulaires

Effets génétiques possibles(si ovule ou spermatozoïde)

Figure 6.3Effets biologiques potentiels de l’irradiation d’une cellule

Les radionucléidesqui pénètrent dansl’organisme humainpeuvent y rester un

certain temps ; ilssont éliminés par lesfonctions naturelleset par décroissance

radioactive. Pourcalculer les dosesreçues et s’assurer

que les risquescorrespondants ne

sont passous-estimés, on

suppose, pour lesbesoins de la

réglementation, quel’exposition qui seproduirait pendantles 50 ans suivant

l’absorption desradionucléides se

produit dans l’annéesuivante. Cette

exposition internecalculée est appelée

« dose engagée ».


cédée aux atomes de la substance traversée.L’eau est la molécule la plus abondante dans notrecorps et elle est très souvent ionisée, c’est-à-direrendue anormalement chimiquement réactivesous l’effet des rayonnements. Si la molécule d’eauconcernée se trouve près d’une molécule d’acidedésoxyribonucléique (ADN) au sein d’une cellule detissu humain, elle peut l’endommager. Or, l’ADN estl’élément reproducteur des cellules. Une cellulelésée par un rayonnement peut ensuite réagir detrois façons différentes (figure 6.3) :● elle réussit à se réparer elle-même ;● elle n’arrive pas à se réparer et meurt ;● elle n’arrive pas à se réparer mais ne meurt pas.

Le risque d’effets à long terme correspond autroisième scénario. La cellule lésée peut devenircancéreuse. En outre, si la cellule lésée est unecellule reproductrice humaine – ovule ouspermatozoïde – la lésion subie par l’ADN peut

engendrer une mutation génétique. Ce sont cesdeux effets potentiels qui inquiètent le plus lesradioprotectionnistes.

Lorsqu’un individu est exposé à unrayonnement ionisant, les effets potentiels sursa santé peuvent être de deux ordres :

● des effets immédiats, qui se produisent dèsl’exposition au rayonnement (« effetsdéterministes ») ;

● des effets différés, qui peuvent se manifesterde longues années après l’exposition (« effetsstochastiques »).

Pour l’homme, le seuil d’exposition à partirduquel des effets déterministes sont à craindrese situe vers 0,25 sievert (250 mSv). Les effetsbiologiques diffèrent en fonction de la dose reçue,leur gravité augmentant avec la dose (voirfigure 6.4).

55

Dose à l'organisme entier létale à 50 %en l'absence de traitement médical.

Dose provoquant une maladie temporairecaractérisée par des maux de tête et des nausées.

Dose produisant les premierseffets notables sur l'organisme,la plupart du temps sous forme

de modification des cellulessanguines, appelée « dose seuil ».

Dose annuelle moyennereçue des sources naturellesde rayonnement.

Effe

t bi

olog

ique

Dose létale en quelques heures en l'absence de traitement médical.En général, le traitement retarde la mort, mais ne l'empêche pas.

mSv7 0004 0001 0002502,4

Note :1 Sv = 1 000 mSv(millisieverts)

Figure 6.4Effets déterministes d’une irradiation à forte dose


Heureusement, les accidents provoquantdes expositions de ce niveau sont rarissimes etles traitements médicaux qui s’adressent auxpersonnes fortement irradiées ont beaucoupprogressé et progressent encore.

Les effets stochastiques ne sont pas certains,mais leur risque d’occurrence augmente avecla dose reçue. Les principaux effets stochastiquesdes rayonnements sont les cancers, dontles leucémies. Si des cellules reproductrices sontexposées à des rayonnements, des modificationsgénétiques ne sont pas exclues en théorie bienqu’aucune n’ait été observée à ce jour chezles populations étudiées, y compris chez lessurvivants d’Hiroshima, de Nagasaki et deTchernobyl.

Risques en cas de forte dosed’irradiation

On a une très bonne connaissance des effets defortes doses d’irradiation reçues en une seule fois.Depuis l’explosion des bombes atomiques sur leJapon il y a plus de 55 ans, les 100 000 survivantsexposés aux rayonnements sont suivismédicalement. Environ 20 % des décès de cettepopulation sont dus à un cancer, ce qui correspondsensiblement au taux moyen de décès par cancerenregistré dans tout groupe de compositionsimilaire dans les pays occidentaux. Cependant,quand on compare cette population avec despopulations japonaises similaires qui n’ont pas étéexposées aux bombes atomiques, on peut conclurequ’environ 400 décès par cancer enregistrés chezles survivants d’Hiroshima et de Nagasaki peuventêtre imputés aux rayonnements reçus lors del’explosion des bombes.

Grâce aux données recueillies sur les accidents àfortes doses d’irradiation, y compris les explosionsde bombes atomiques sur le Japon, il a été possiblede définir une relation dose-effet qui donne sousforme de graphique la prédiction du nombre dedécès en fonction de l’exposition individuellecalculée. Cette courbe est utilisée pour prédire etdécrire l’accroissement du risque de décès parcancer en fonction du niveau d’exposition. Pourchaque sievert supplémentaire reçu, le risque dedécès par cancer s’accroît de 5 % au-delà de la« normale » de 20 %, c’est-à-dire que le risque decancer sur la durée de vie d’un individu passe de20 à 25 % pour un sievert reçu.

Risques en cas de faible dosed’irradiation

Comme dans tous les domaines de la science engénéral, nous connaissons certaines choses et nousen ignorons d’autres. Les effets biologiques desrayonnements n’y échappent pas. Les statistiquesévoquées précédemment concernaient les dosesrelativement élevées et on connaît le pourcentaged’accroissement du risque de cancer qui peut êtreattribué à des irradiations importantes. On ignore,en revanche, si des doses d’irradiation faibles,comme celles auxquelles nous expose le fondnaturel de rayonnement ou celles que certainstravailleurs peuvent recevoir dans le cadre de leurtravail, sont susceptibles d’engendrer des effets demême importance.

Les données relatives aux groupes qui ont reçudes doses élevées mettent en évidence une relationentre la dose reçue et un risque accru de cancer àpartir d’environ 100 mSv au-dessus du fondnaturel de rayonnement. Les études menées jusqu’àprésent n’ont pas pu apporter la preuve statistiqued’un effet nuisible au-dessous de ce seuil. Lesnombreuses études consacrées aux populationsayant reçu des doses inférieures à 100 mSv n’ontrévélé aucun accroissement du taux de cancers parrapport aux populations similaires non exposées àce rayonnement « supplémentaire ».

Toutefois, étant donné qu’une forte expositionaux rayonnements peut provoquer des cancers etque nous n’avons pas une connaissance exhaustivedes mécanismes biologiques en jeu, on ne peutpas raisonnablement postuler que des dosesd’exposition faibles ne peuvent pas provoquer decancers. La prudence a donc conduit à supposerque chaque dose reçue, quel que soit son niveau,implique un certain risque proportionnel à la dose.En d’autres termes, on suppose qu’il n’y a pas deseuil de sécurité, c’est-à-dire qu’il n’y a pas de doseau-dessous de laquelle le risque est nul.

Ces deux suppositions – toute dose reçueimplique un risque et le risque est proportionnelà la dose – sont connues sous le nom d’hypothèselinéaire sans seuil (LNT). Cette hypothèse, quiconstitue une base importante pour laréglementation et la radioprotection, estconservatrice par nature. En l’absence de preuvescientifique convaincante démontrant le risque oul’absence de risque de cancer aux faibles doses

56


d’irradiation, c’est une démarche prudente fondéesur le principe de précaution qui a été adoptée.

Le système deradioprotection et sesfondements réglementaires

La radioprotection a pour objet de protégerles individus des effets potentiellement dangereuxdes rayonnements tout en permettant l’exerciced’activités bénéfiques entraînant une expositionaux rayonnements.

Le système de radioprotection mis en œuvredans le monde a évolué depuis son origine en1928 – avec la création de la Commissioninternationale de protection radiologique (CIPR)lors du congrès international de radiologie – grâceà l’application des connaissances apportées par denombreuses études sur les populations exposées,comme celles qui ont été indiquées plus haut, etaux études sur les effets des rayonnements sur lesplantes, les insectes et les animaux. Ce systèmemondial repose sur trois principes essentiels :

● justification des pratiques entraînant uneexposition aux rayonnements ;

● optimisation de la protection ;

● limitation de l’exposition des individus.

Cette approche, codifiée dans lesRecommandations de la CIPR, est reprise dansla quasi-totalité des réglementations nationales.La CIPR se réunit tous les ans et elle publie, entant que de besoin, des recommandations quirépondent aux nouveaux développements. Lesystème actuel de protection radiologique évolueet devrait subir une profonde révision avecla publication d’une nouvelle série derecommandations CIPR à l’horizon 2005. Entreautres améliorations, la radioprotection d’espècesnon humaines sera traitée spécifiquement.

Les Recommandations de la CIPR sont reprisesdans les normes internationales telles que lesNormes fondamentales de sûreté (BSS) de l’AIEAet dans les accords régionaux comme les directivesde l’Union européenne (la 96/29/EURATOM parexemple).

Justification

Le principe de la justification dit qu’aucunusage ne devrait être autorisé s’il n’est pas justifié.

En l’espèce, les critères de décision ne peuvent selimiter aux seules considérations scientifiques etils doivent faire intervenir des facteurs sociaux,économiques et éthiques. La communautéscientifique peut évaluer les risques et en informerla société, mais c’est en dernier ressort à cettedernière, à travers ses processus démocratiques,qu’il appartient de décider si une pratique risquéeest justifiée, le processus étant essentiellementsubjectif. Le principe de la justification s’appliqueau cas par cas, l’important étant que ceux quiprennent la décision d’exposer des individus auxrayonnements soient prêts à expliquer les raisonsde leurs décisions et à accepter qu’elles puissentêtre contestées.

Pour prendre un cas général, on considère quel’utilisation médicale aux rayons X est justifiée,mais on attend du personnel médical qu’ilconsidère l’intérêt de chaque exposition avantde la décider. Il doit apprécier le très faibleaccroissement du risque de cancer à l’aune dubénéfice qu’il attend d’un diagnostic précis.Pareillement, dans beaucoup de pays, l’intérêt del’utilisation de l’énergie nucléaire pour produirede l’électricité a été évalué eu égard aux risquesencourus (mis en question) et des décisionspolitiques ont été prises en conséquence.

57

Un suivi continu de l’environnement est obligatoirepour toutes les installations nucléaires.


58

Optimisation

Le principe de l’optimisation de la protections’applique uniquement aux usages que l’onjuge justifiés. Ce principe établit que toutes lesexpositions doivent être maintenues au niveaule plus bas qu’il est raisonnablement possibled’atteindre (principe ALARA). De façon pratique,ce principe revient à se poser les questionssuivantes : Est-ce qu’on en a fait assez pourréduire l’exposition dans ce cas particulier ?Serait-il possible et raisonnable de réduirel’exposition davantage ? Il est à noter que l’objectifde l’optimisation concrétisé par le principe ALARAne vise pas à réduire l’exposition à zéro, mais àgarantir que les risques sont réduits à un niveauacceptable dans les circonstances propres à chaquecas. Le niveau acceptable est une questiond’appréciation scientifique et sociale.

On peut employer différents moyens pour yparvenir : réduire au minimum l’importance dela source de rayonnement, limiter le tempsd’exposition de chaque individu, accroître aumaximum la distance entre les individus et lessources de rayonnement, mettre en place desécrans de protection, etc. Le nombre de personnesexposées lors de chaque opération et ladistribution géographique des doses (expositiondes personnes du public aux rayonnements dansune zone géographique donnée, par exemple) sontaussi d’importantes considérations prises encompte dans le processus d’optimisation.

Limitation

Au-delà du principe selon lequel les dosesdoivent être optimisées en appliquant la démarcheALARA, il ne faut pas exposer les individus à desdoses dépassant certaines limites. Pour lespersonnes du public, la limite de dose individuelleest fixée à 1 mSv par an au niveau national etinternational. Pour les travailleurs directementaffectés à des travaux sous rayonnements, la limitede dose individuelle internationale est fixée à100 mSv sur une période de cinq ans, sanstoutefois dépasser 50 mSv sur un an. La doseindividuelle annuelle autorisée pour ces travailleursest plus stricte dans quelques réglementationsnationales qui la limitent à 20 mSv par an. Dans lapratique, grâce à l’application du principe ALARAet à diverses mesures comme la limitation desrejets d’effluents gazeux et liquides, les doses

effectives et moyennes se situent normalementbien en-deça des limites fixées.

À l’instar des limites de vitesse sur lesautoroutes, le dépassement de la limite de dosen’entraîne pas forcément des conséquencesdramatiques, pas plus que son respect ne lesexclut. La limite de dose représente simplementun seuil au-delà duquel les collectivités et leursresponsables politiques préfèrent ne pass’aventurer pour les activités courantes. Commepour bien d’autres décisions radiologiques, elleimplique la meilleure connaissance scientifiquepossible des risques mais elle reste subjective aufinal.

En résumé, il faut optimiser la protectionradiologique pour chaque usage justifié de façonque toutes les doses individuelles soientmaintenues au niveau le plus bas qu’il estraisonnablement possible d’atteindre et, en toutétat de cause, qu’elles restent inférieures auxlimites réglementaires fixées.

Radioprotection dans l’industrienucléaire

Dans l’industrie nucléaire, la radioprotection estau centre des préoccupations en matière de sûretéparce que l’uranium et ses descendants émettentnaturellement des rayonnements et parce que lafission nucléaire émet elle aussi des rayonnementset produit des déchets radioactifs. Toutefois, lesdifférents secteurs du cycle du combustible ne sontpas confrontés aux mêmes problèmes deradioprotection.

Ainsi, l’extraction de l’uranium expose lestravailleurs à des poussières d’uranium et de sesdescendants. Ces produits peuvent être dangereuxpour les poumons à cause des radionucléidesémetteurs alpha qui peuvent être inhalés, ce quinécessite de bien aérer la mine et de prévoir uneprotection respiratoire pour le personnel. Cesmêmes radionucléides sont également la principalesource de risque potentiel dans les étapes initialesdu cycle du combustible.

Dans les centrales nucléaires, la radioexpositiondu personnel est due en général à desradionucléides émetteurs gamma plus pénétrantscomme le cobalt-60. À l’intérieur de la centrale,cette radioactivité est limitée aux tuyauteries etaux circuits qui interviennent directement dans lerefroidissement du cœur du réacteur. En général,


elle représente un risque pour le personneluniquement pendant les opérations demaintenance de ces circuits. En fonctionnementnormal, ces circuits sont protégés et le personneln’a pas accès aux zones dangereuses. Pendantles opérations d’entretien, la protection destravailleurs est assurée par l’interposition d’écrans,en sélectionnant judicieusement les tâches àeffectuer et en gérant les travaux de façonà réduire au minimum le temps passé par lepersonnel à proximité des sources radioactives.

Les risques d’exposition aux rayonnements dansles opérations de gestion des déchets, dont lamanutention du combustible usé, viennentprincipalement des radionucléides émetteursgamma. Dans les déchets de faible et de moyenneactivité, c’est le cobalt-60 qui est la source derayonnement principale. Dans les déchets de hauteactivité et dans le combustible usé, ce sont lesproduits de fission, comme le césium-137 et lestrontium-90. Afin de réduire au minimuml’exposition lors des opérations de gestiondes déchets, on utilise des installations, deséquipements et des procédures spécialementconçus pour maintenir les travailleurs le plus loinpossible des sources de rayonnement.

Plusieurs étapes du cycle du combustiblelibèrent de petites quantités de radioactivité dansl’environnement. Ces émissions proviennent pourl’essentiel du retraitement du combustible usé,mais aussi des centrales nucléaires lorsqu’elles sonten service. Il faut donc réduire ces effluents auminimum et les mesurer afin de protéger le publicet l’environnement. Des systèmes de filtration etde purification des effluents gazeux et liquideslimitent ces rejets et l’environnement eststrictement contrôlé dans le voisinage de toutesles installations nucléaires pour s’assurer que cessystèmes fonctionnent efficacement.

Intervention en casd’accident

Le risque zéro n’existe dans aucune activitéhumaine. En dépit du très haut niveau de sûretéimposé dans toutes les activités mettant en œuvrela radioactivité, une exposition accidentelle destravailleurs ou du public peut toujours se produireet avoir une dimension internationale (commel’accident de Tchernobyl). La communautéinternationale a donc élaboré des programmes et

des stratégies détaillés pour intervenir en casd’urgence et gérer les accidents nucléaires.

Ces programmes et ces stratégies visentprincipalement à atténuer le plus possible lesconséquences de tout événement de cette nature.La préparation pour faire face aux accidentsnucléaires comprend l’élaboration de plans et deprocédures susceptibles d’être mis en œuvrerapidement. À cet effet, il faut imaginer et étudierde nombreux « scénarios d’accident », puis définir,en concertation avec tous les services concernés,une organisation structurée et une gammed’interventions préprogrammées qui seront misesen œuvre en fonction des circonstances. Ces plansd’intervention « souples » sont prêts à êtreappliqués à tout moment et font régulièrementl’objet d’exercices.

Les structures mises en place dans le cadre desplans d’intervention comprennent : des systèmesde commandement et de communication, ladéfinition minutieuse des responsabilités desautorités et des services susceptibles d’intervenir,et la formation du personnel. Toutes lesinstallations nucléaires du monde entiermaintiennent des plans et des structures de cetype en liaison avec les autorités locales etnationales. Tous ceux qui seraient appelés àprendre des décisions en cas d’incident suivent desformations régulières avec des techniciens et entreeux. Dans beaucoup de pays, les populations vivantdans l’environnement immédiat des centralesnucléaires sont tenues informées et invitées àparticiper à des exercices de formation.

Les interventions en cas d’urgence consistent àappliquer les mesures en fonction de la nature del’installation nucléaire concernée et de l’accident(incendie, accident de criticité ou relâchement deradioactivité, par exemple). Les grandesinstallations nucléaires, en particulier les centralesnucléaires, sont dotées de nombreuses barrièrespour empêcher la progression de l’accident (voirchapitre 5) et il faudrait que des accidents graves,impliquant nécessairement la défaillance successivede ces barrières, se produisent sur une longue duréeavant que le public ne soit directement menacé. Ondisposerait de plusieurs heures, voire de jours, poursignaler que des mesures de protection doiventêtre prises.

Trois types de mesures peuvent être prisespendant les premières phases d’une urgencenucléaire ou radiologique :

59


60

● Confinement de la population exposée. Desmesures simples peuvent être efficaces. Unmoyen très simple de réduire fortementl’impact d’un nuage radioactif consiste àdemander à la population de rentrer chez soi,de fermer toutes les fenêtres et tous lessystèmes de ventilation en attendant que lenuage ne se disperse sous l’effet du vent oudes intempéries.

● Évacuation de la population. Cette mesureserait prise en cas de rejet de radioactivité jugésuffisamment important. L’évacuation de lapopulation est naturellement la plus efficacesi elle a lieu avant l’émission de radioactivitéet après l’évaluation météorologique de sadirection probable et de sa vitesse dedispersion.

● Administration de comprimés d’iode contenantune forme d’iode stable et non radioactive.L’ingestion d’iode stable peut réduireconsidérablement l’ingestion d’iode radioactifqui est produit par la fission et quiconstituerait une partie importante de laradioactivité libérée à l’occasion d’un accidentgrave de centrale nucléaire. L’organisme utilisel’iode à plusieurs fins et le stocke dans laglande thyroïde. L’iode radioactif absorbé parl’organisme se concentre donc dans la thyroïdeet cette concentration peut induire un cancerde la thyroïde, en particulier chez les enfants.Pareillement, l’iode radioactif qui se dépose surle sol peut se retrouver dans le lait ou dansd’autres aliments et provoquer les mêmeseffets. La solution consiste donc à saturer laglande thyroïde d’iode stable non radioactif

en prenant des comprimés d’iode. L’excès d’iodeabsorbé sera alors éliminé rapidement,principalement par la sueur et l’urine.

Dans la plupart des pays, des mesures sontprises désormais pour assurer une distributionrapide de comprimés d’iode aux populationsvulnérables à un relâchement important deproduits de fission. L’administration d’iode n’estcependant qu’une mesure complémentaire duconfinement ou de l’évacuation.

Retour à la normaleaprès un accident

Une fois la situation d’urgence maîtrisée etla population protégée, le long travail de retour àla normale débute. Il faut commencer par mesurerle niveau de contamination de l’environnement,évaluer les doses reçues par chaque individu etdéfinir des programmes de décontamination et desuivi médical. La décontamination des sols, enparticulier des terres agricoles, représente un voletimportant de ces programmes. Heureusement,comme la radioactivité se détecte facilement,l’application des nombreuses techniques dedécontamination disponibles s’en trouve facilitée.

Si la contamination est très forte, commec’était le cas dans l’environnement du réacteur deTchernobyl accidenté, un retour à la situation quiprévalait avant l’accident n’est possible qu’au prixde mesures extrêmes comme l’élimination de toutela couche superficielle du sol et de toute lavégétation ou la réduction volontaire de laconsommation de produits locaux.


61


Voir les références aux thèmes ci-dessous dans la rubrique« Pour compléter votre information » à la fin de l’ouvrage pourobtenir des informations plus détaillées sur :● Sources de rayonnement et récapitulatif des doses

moyennes, voir 6.1.● Fondements de la radioprotection, voir 6.2 à 6.5.● Avancées récentes de la radioprotection, voir 6.6 à 6.8.● Système d’intervention en cas d’urgence, voir 6.9.

Bilan sanitaire de Tchernobyl quinze ans après

Le bilan sanitaire de l’accident de Tchernobyl peut être présenté sous formed’effets immédiats et d’effets différés.

Les effets immédiats ont concerné le personnel de la centrale et les personnes quisont intervenues en urgence pour éteindre l’incendie, dispenser les premiers secourset aider aux premières opérations de décontamination. Au total, 31 personnes sontmortes, directement victimes de l’accident, et environ 140 ont souffert à des degrésdivers de maladies et de troubles induits par les rayonnements. Aucune personne dupublic n’a subi d’effets immédiats.

Pour ce qui est des effets différés, on a enregistré un accroissement importantdes cancers de la thyroïde chez les enfants vivant dans les zones contaminées del’ex-Union soviétique, phénomène qu’il convient d’imputer à l’accident en l’absencede preuve contraire. Ainsi, dans les huit années qui ont précédé l’accident, on n’aenregistré que cinq cas de cancer de la thyroïde chez l’enfant (de 0 à 14 ans) àMinsk, principal centre bélarussien de diagnostic et de traitement du cancer de lathyroïde chez l’enfant. Vers la fin de 1998, le nombre total de cancers de la thyroïdechez l’enfant atteignait plus de 600 cas au Bélarus. Pareillement, en Ukraine, 402 casde cancer de la thyroïde chez l’enfant ont été enregistrés entre 1986 et 1998. Troisenfants sont morts et les autres ont été traités avec succès. Un certain accroissementdu nombre de cancers de la thyroïde est également possible parmi les adultes vivantdans les mêmes régions. La tendance constatée à l’augmentation du nombre decancers de la thyroïde conduit à penser que le maximum n’a pas été encore atteint,et que ce type de cancer va continuer pendant un certain temps encore à afficher destaux supérieurs à son taux naturel dans cette région.

D’un autre côté, l’observation scientifique et médicale de la population n’a révéléà ce jour aucun dépassement des taux « naturels » pour les autres types de cancers,les leucémies, les malformations congénitales, les accidents de grossesse ou tout autremaladie radioinduite qui pourrait être attribuée à l’accident.


Coûts, risqueset responsabilités

Facteurs influençant l’économiede l’énergie nucléaire

La figure 7.1 indique les revenus et les coûtsd’une centrale nucléaire typique sur l’ensemblede sa vie. Elle met en évidence les facteurscaractéristiques de l’économie du nucléaire :

● coûts d’investissement élevés ;

● horizons de planification lointains et longuedurée de vie utile ;

● coûts du combustible, de l’exploitation et de lamaintenance (E&M) bas ;

● coûts importants après l’arrêt définitif de laproduction d’électricité (en particulier pour lagestion et le stockage des déchets radioactifset pour les opérations de déclassement).

63

L’économie de l’énergie nucléaire

L’énergie nucléaire se caractérise par des coûts de production bas, des coûtsd’investissement élevés, une insensibilité aux variations du prix du combustible,

une longue durée de vie utile et des coûts liés à la réglementation élevés.

Les centrales nucléaires actuelles sont en général compétitives, même dans desmarchés déréglementés, en particulier lorsque les coûts d’investissement initiaux

ont été amortis. En raison notamment des coûts d’investissement élevés,les décisions de construction de nouvelles centrales nucléaires peuvent

beaucoup dépendre de la politique menée par les pouvoirs publics.

L’énergie nucléaire se distingue des autres formes d’énergie servant à produirede l’électricité en ce que certains coûts essentiellement externes dans le cas

des autres sources d’énergie sont internalisés dans le cas du nucléaire.

Chapitre 7

0 10 20 30 40 50 60 70 80-100

DéclassementRénovations majeures(remplacement d'un générateurde vapeur, par exemple)

Coûts de production(E&M + combustible)

Conceptionet construction

Revenus de la vente d'électricité(les revenus réels varient en fonction des conditions du marché et de la structure de la clientèle)

Années }

Figure 7.1 : Illustration des flux financiers sur le cycle de vie d’une centrale nucléaire


Éléments constitutifs du coûtde la production électronucléaire

Le coût de la production d’électricité d’originenucléaire se subdivise en trois grands postes :l’investissement (capital), l’exploitation et lamaintenance, et le combustible.

Les dépenses d’investissement incluent les coûtsde conception et de construction, le coût desrénovations majeures et le coût du déclassement.Les coûts du déclassement englobent tous les coûtsdepuis l’arrêt définitif de la centrale jusqu’à lalibération du site conformément à la législation dupays et incluent aussi les coûts de la gestion desdéchets radioactifs et non radioactifs produitspendant le déclassement jusqu’au stade de leurstockage. Aux coûts d’investissement s’ajoutentles coûts exposés pour obtenir les autorisationsréglementaires de construction et d’exploitation.

Il faut financer les dépenses d’investissement,ce qui génère des intérêts. Les dépensesd’investissement sont amorties sur une durée quipeut être de l’ordre de 20 à 25 ans et le service dela dette est un élément du coût de la productiond’électricité. Il faut aussi que les exploitantsconstituent des provisions ou versent des sommesqui serviront à financer le déclassement et lestockage des déchets de déclassement, opérationsqui peuvent s’étendre sur un grand nombre dedécennies.

Les coûts d’exploitation et de maintenance(E&M) englobent tous les coûts qui ne relèvent pas

de l’investissement ou du combustible, c’est-à-direprincipalement ceux du personnel d’exploitationet de soutien, de la formation, de la sécurité, dela protection de la santé et de la sûreté, ainsique de la gestion et du stockage des déchetsd’exploitation. Ils comprennent aussi les coûts desopérations d’entretien, de maintenance etd’inspection quotidiennes et périodiques (pendantlesquelles il faut généralement arrêter la centrale).Comme les coûts d’investissement sontessentiellement fixes après la construction, lescoûts E&M représentent un moyen important deréduction des coûts dans une centrale enexploitation.

Les coûts du combustible comprennent lescoûts de l’ensemble du cycle du combustible,c’est-à-dire les coûts d’achat, de conversion etd’enrichissement de l’uranium, de fabrication ducombustible, de conditionnement du combustibleusé, de retraitement, de stockage du combustibleusé ou des déchets de haute activité issus duretraitement, et de transport. Les coûts ducombustible représentent quelque 20 % des coûtsde l’électricité d’origine nucléaire, ce qui expliqueque la production électronucléaire est peu sensibleaux fluctuations du prix du combustible,contrairement à la production d’électricitéd’origine fossile.

Bien que les coûts de production varient selonles pays, la figure 7.2 montre l’importance relativedes divers éléments entrant dans le coût de laproduction électronucléaire.

64

Déclassement1-5 %

5 % Uranium

1 % Conversion

6 % Enrichissement

3 % Fabrication du combustible

5 % Aval du cycle

Investissement60 %

Cycle ducombustible 20 %

E&M20 %

Figure 7.2Ventilation typique du coût de la production électronucléaire

Les coûtsd’investissement

incluent les coûtsde la construction,

des rénovationsmajeures pendant lavie de la centrale et

du déclassement. Les coûts

d’exploitation etde maintenance

incluent les coûtsdu personnel

d’exploitation, dela formation, de la

sécurité, de la santéet de la sûreté, ainsi

que de la gestiondes déchets

d’exploitation defaible et de

moyenne activité.Plus généralement,cette catégorie decoûts comprend

tous les coûtshormis ceux

d’investissement etdu combustible.

Les coûtsdu combustible

incluent tous lescoûts du cycle du

combustible,c’est-à-dire le coût

de l’uranium, de saconversion et de

son enrichissement,de la fabricationdu combustible,

du conditionnement,du combustible uséet de son stockage

ou de son recyclage,ainsi que du

stockage des déchetsde retraitement.


Risques financiers à long termeet responsabilités

La décision de construire une centrale nucléaireou de poursuivre son exploitation représente, pourplusieurs raisons, un risque commercial plus grandque pour les autres sources d’énergie :

● L’horizon de planification lointain et la longuedurée de vie des centrales nucléaires accroissentle risque que des changements n’affectentle marché à long terme et n’influentfavorablement ou défavorablement sur lesrevenus attendus.

● L’importance des coûts fixes, qui résulteessentiellement des dépenses d’investissementélevées, rend la production électronucléaire plusvulnérable aux fluctuations à court terme desconditions du marché.

● Le cadre réglementaire strict réduit la souplessed’exploitation et peut entraîner unemodification des exigences réglementairessusceptible de se répercuter négativement surles coûts (cela s’est déjà produit dans le passé).

● Les coûts du déclassement et du stockage desdéchets à vie longue, ainsi que les échelles detemps en jeu, sont sources d’incertitudes.

● Alors que les centrales classiques peuventcommercialiser ou vendre l’essentiel deleur coût de base lorsque les conditionséconomiques sont défavorables, ce n’estpratiquement pas possible pour les centralesnucléaires (une centrale au gaz, par exemple,peut céder son approvisionnement contractuelen gaz sur le marché libre).

Bien que les coûts du déclassement et de lagestion des déchets de déclassement soient élevés,ils ne représentent qu’une partie relativementminime des coûts totaux du cycle de vie d’unecentrale nucléaire, notamment parce que lalongueur du délai avant démantèlement en réduitconsidérablement le coût actualisé. La précisiondes prévisions de coûts ne peut être garantie enraison de la longue durée de vie des réacteurs etdes possibilités d’évolution de la réglementation,en général dans le sens d’un renforcement. Lesprovisions constituées pour couvrir les coûts dudéclassement prévoient donc une marge pourincertitudes.

Si ces coûts sont supposés financés par lesrevenus attendus sur la durée de vie prévue de la

centrale, il y a un risque que les fonds accumuléssoient insuffisants si les conditions économiquesconduisent à un arrêt prématuré de l’installationou si les revenus réels sont inférieurs à ces revenusattendus. La pratique montre cependant que lesfonds nécessaires sont obtenus sur des périodesbeaucoup plus courtes que la durée de vie réelledes installations. La probabilité existe aussi que lesprogrès techniques permettent de réduire ces coûtspar rapport aux estimations.

Aspects concurrentiels

Coûts comparés de la productiond’électricité

La figure 7.3 compare les coûts représentatifsde la production d’électricité à partir d’énergienucléaire et de deux combustibles fossiles.

Par rapport à la filière nucléaire, les centralesau gaz naturel se caractérisent par des coûtsd’investissement bas et des coûts du combustibleélevés. Les centrales au charbon se caractérisentpar des coûts d’investissement et du combustiblemoyens. En général, le combustible représente unepart relativement importante du coût global dela production d’électricité d’origine fossile quiest donc sensible aux variations du prix ducombustible. Les énergies renouvelables telles quel’hydraulique et l’éolien ont une structure de coûtcomparable à celle du nucléaire avec des coûtsd’investissement élevés et des coûts de productionbas par unité produite.

65

0Nucléaire Charbon Gaz

Combustible

E&M

Investissement

100

80

60

40

20

Pourcentage

Combustible

Source : AEN. Prévisions des coûts de production de l’électricité (Paris : OCDE, 1998).Moyenne pour le Canada, l’Espagne, les États-Unis, la France et le Japon.

Figure 7.3Ventilation des coûts de production représentatifs

(taux d’actualisation de 10 %)


Centrales nucléaires en service

Dans le monde entier les centrales nucléairesactuellement en service ont dans l’ensemble faitla preuve de leur compétitivité, étant donné lecoût relativement faible du combustible nucléaire,les améliorations récentes de leur rendement etl’amortissement de la plus grande partie descoûts d’investissement initiaux pour nombred’entre elles.

Les données de la Commission européennesur les coûts de production de l’électricité(investissement, E&M et combustible inclus)montrent que l’énergie nucléaire est compétitiveen dépit de ses coûts d’investissement élevés(voir tableau 7.1).

Les données des États-Unis sur les coûtsd’exploitation (c’est-à-dire uniquement E&M etcombustible) indiquent des résultats similaires.En 1999, les dépenses d’exploitation étaientévaluées à 1,92 cent US/kWh pour le nucléaire,2,02 cents US/kWh pour les énergies fossiles,0,68 cent US/kWh pour l’hydraulique et3,87 cents US/kWh pour les turbines à gaz.

Du point de vue économique, les centralesnucléaires en service ont donc vocation àcontinuer de fonctionner, en particulier parce queles coûts d’allongement de leur durée de vie oud’accroissement de leur puissance sont beaucoupplus bas que ceux de la construction de nouvellesunités.

L’énergie nucléaire sur les marchésdéréglementés

Une étude de l’OCDE/AEN publiée en 2000 sousle titre L’énergie nucléaire face à la concurrencesur les marchés de l’électricité a montré que les

centrales nucléaires exploitées en Allemagne, enEspagne, aux États-Unis, en Finlande, aux Pays-Bas,au Royaume-Uni et en Suède étaient compétitivessur leurs marchés déréglementés.

En général, la réponse à la déréglementationdu marché a été une amélioration du rendementet de la rentabilité d’exploitation. La pression quis’exerce en faveur d’une gestion saine de lacentrale afin de respecter les règles strictes desûreté nucléaire se révèle un bon moteur pourparvenir à des performances compétitives.

Centrales nucléaires nouvelles

L’étude de l’OCDE/AEN publiée en 1998 sousle titre Prévisions des coûts de production del’électricité compare les coûts moyens del’électricité produite à partir de différentesformes d’énergie. Il apparaît que l’intérêt de laconstruction de nouvelles centrales dépend decritères nationaux dont, notamment, le tauxd’actualisation. L’étude montre par exemple quel’énergie nucléaire est la moins chère dans cinq desdouze pays étudiés si le taux d’actualisation est de5 % par an alors qu’elle n’est jamais la moins chèresi ce taux passe à 10 %.

Les coûts d’investissement relativementimportants des centrales nucléaires jouent ungrand rôle. Pour que la construction de nouvellescentrales soit plus intéressante sur les marchéscompétitifs, il faut réduire les coûtsd’investissement. De nouveaux modèles à meilleurrapport coût-efficacité, une amélioration desméthodes de construction, la normalisation, l’effetde série et les centrales à tranches multiplesconcourent à réduire les coûts d’investissement descentrales nucléaires. Des progrès sont possibles.

66

Charbon Pétrole & lignite Gaz Nucléaire Biomasse Photovoltaïque Éolien

Minimum 3,2 4,9 2,6 3,4 3,4 51,2 6,7

Maximum 5,0 5,2 3,5 5,9 34,5 85,3 7,2

Tableau 7.1Coûts de la production d’électricité sur la base d’une durée de service annuelle de 7 000 heures

(en centimes d’euro de 1990/kWh)

Source : Commission européenne. Livre vert : Vers une stratégie européenne de sécurité d’approvisionnement énergétique (Bruxelles : CE, 2000),annexe 2, tableau 1 sans les subventions et les taxes indirectes.


Au Japon, par exemple, le choix d’un modèleavancé standard et la construction de tranchessupplémentaires sur le même site a permis, dansles années 90, de construire des unités en moinsde six ans contre sept à dix ans auparavant, laconstruction de deux réacteurs avancés à eaubouillante à Kashiwazaki-Kariwa ayant étéréalisée (du début du chantier à la mise en serviceindustrielle) en 62 et 65 mois respectivement.

Cependant, en raison du niveau desengagements et des risques financiers surun marché compétitif, le secteur privé peutdifficilement financer des centrales nucléaires àlui tout seul, même en tenant compte des gainsde temps et des économies de coût possibles.L’histoire montre que ce sont les partenariatspublic-privé qui ont joué un rôle moteur dansl’exploitation de l’énergie nucléaire sur des basestrès innovantes. Il convient cependant de sedemander si ces partenariats peuvent ou doiventcontinuer à exister sur des marchés déréglementés.

Coûts externes

L’énergie nucléaire se différencie des autresmodes de production de l’électricité en ce qu’ellesupporte des coûts qui ne sont pas inclus dans lescoûts des autres modes (coûts externes). Ainsi,les coûts de la production électronucléaire prisen compte dans les tarifs de l’électricité proposéesur le marché libre incluent la gestion et lestockage des déchets radioactifs. La productionélectrique d’origine fossile supporte certains coûtsde réduction de ses effluents gazeux et liquides,comme le nucléaire, mais une part considérablede ses effluents est rejetée dans l’atmosphère etfait peser sur la collectivité des coûts que lestarifs de l’électricité ne reflètent pas. Le tableau 7.2récapitule les résultats d’une vaste étude de laCommission européenne sur les coûts externesde la production d’électricité par type decombustible, comprenant non seulement lescoûts du stockage des déchets, mais aussileur impact sur la santé publique, ainsi quecertains autres détriments dont les coûts sontgénéralement supportés par la collectivité plutôtque par le consommateur.

La compétitivité économique du nucléairepourrait considérablement augmenter si les coûtsexternes de la production d’électricité d’originefossile étaient internalisés. Ainsi, si les coûtsexternes des émissions de carbone étaient

67

La construction des tranches 6 et 7de la centrale nucléaire japonaise de Kashiwazaki-Kariwa

a été achevée en moins de six ans.

Les coûts externessont des coûts quisont imposés à lacollectivité et àl’environnement,qui ne sont pas prisen compte dans lescoûts de productionet de consommationd’énergie et quin’entrent pas dansle calcul des prixdu marché.

Charbon et lignite 1,8 - 15,0

Pétrole 2,6 - 10,9

Gaz 0,5 - 3,5

Hydraulique 0,04 - 0,7

Photovoltaïque 0,1 - 0,3

Biomasse (dont tourbe) 0,1 - 5,2

Éolien 0,05 - 0,25

Nucléaire 0,3 - 0,7

Tableau 7.2Coûts externes de la production

d’électricité dans l’Union européenne(en centimes d’euro/kWh)

Source : Commission européenne, ExternE –Externalities of Energy, Vol. 10 : NationalImplementation (Luxembourg : CE, 1999), p. 6.



Voir les références aux thèmes ci-dessous dans la rubrique« Pour compléter votre information » à la fin de l’ouvrage pourobtenir des informations plus détaillées sur :● Économie du cycle du combustible, voir 7.1.● Analyse approfondie du coût de la production d’électricité

par les différentes technologies mises en œuvreactuellement, dont le nucléaire, voir 7.2.

● Informations complémentaires sur l’économie de l’énergienucléaire, voir 7.2 à 7.4.

● Énergie nucléaire face à la concurrence sur les marchés del’électricité, voir 7.3 à 7.5.

● Coûts externes de la production d’énergie, voir 7.6 à 7.8.

050

100150

$/tC

Gaz

Nucléaire

Charbon

Gaz

Gaz

Nucléaire

Charbon

Gaz

Gaz

Nucléaire

Charbon

Gaz

Gaz

Nucléaire

Charbon

Gaz

Canada

France

Rép. de Corée

Gaz

Nucléaire

Charbon

Gaz

Espagne

États-Unis

0 2Coûts de production (cents US/kWh)

4 6 8 10

Figure 7.4Incidence d’une taxe sur le carbone sur le coût

de production moyen de l’électricité dans différents pays(taux d’actualisation de 10 %)

Source : AEN. L’énergie nucléaire et le Protocole de Kyoto (Paris : OCDE, 2002).

internalisés par le biais d’une « taxe sur lecarbone », l’incidence sur les coûts de productionmoyens serait importante (voir figure 7.4).

À moins d’une forte réduction des coûtsd’investissement dans le nucléaire, d’une hausseimportante et suivie des coûts des combustiblesfossiles ou de décisions politiques visant àinternaliser une partie des coûts externes desénergies fossiles, les investisseurs privés prêts àfinancer de nouvelles centrales nucléaires risquentde manquer. Dans l’intervalle, il est probable queles décisions de création de nouvelles centralesnucléaires seront largement influencées pardes facteurs politiques tels que la sécuritéd’approvisionnement. Ces préoccupationspolitiques peuvent-elles être prises en compte surdes marchés concurrentiels et, le cas échéant,comment ? Cette question, qui ne relève pas de lacompétence du secteur privé, reste en suspens.

68


Le présent chapitre ne prétend pas traiterde façon exhaustive la masse des accords,conventions, lois, réglementations, normes etinstitutions qui régissent les questions nucléaires.Il se concentre au contraire sur deux aspectsparticulièrement importants de l’utilisation del’énergie nucléaire, en l’occurrence son cadrejuridique et la non-prolifération des armesnucléaires.

Droit nucléaire internationalDepuis les débuts de l’énergie nucléaire, une

réglementation responsable a toujours étéindispensable pour susciter la confiance du publicdans l’exploitation de cette forme d’énergie. À ceteffet, il faut disposer d’un cadre juridique exhaustifet efficace ayant pour objet de protéger la santédu public, d’assurer sa sécurité, de garantir lasûreté des installations et de protégerl’environnement naturel.

Il faut aussi que le public ait confiance dans lesinstitutions en place, qu’il s’agisse de l’organismede réglementation ou des acteurs tenus del’appliquer. Cette confiance passe notamment parla transparence et par une communication active.

Un cadre juridique efficace suppose desexigences fortes et des moyens pour veiller aurespect de ces exigences. Dans le même temps,

il faut que le cadre soit suffisamment souple pours’adapter à l’évolution de la technologie et despréoccupations du public. Enfin, il doit avoirune dimension internationale parce que lesconséquences de l’utilisation de l’énergie nucléairene s’arrêtent pas aux frontières des États.

Exigences nationales

Tous les pays de l’OCDE dotés d’un programmenucléaire ont (1) arrêté des dispositions juridiquesgénérales applicables à l’exercice des activitésnucléaires civiles, et (2) institué une autoritépublique chargée de faire respecter cesdispositions.

La plupart des pays ont adopté un systèmed’autorisation obligatoire, forme de réglementationselon laquelle certaines activités ne peuvent êtreexercées légalement qu’en vertu des termes etconditions spécifiés dans un permis délivré parl’autorité publique compétente. Dans la grandemajorité des cas, cette autorité vérifie le respectdu permis en procédant à des inspectionssystématiques et en examinant les rapports que letitulaire du permis est tenu de lui adresser. Touteviolation des conditions d’attribution du permis peutentraîner la suspension ou l’annulation du permis,des amendes, voire l’emprisonnement du titulaire dupermis ou de toute personne responsable en fonctionde la gravité de l’infraction.

69

Le droit nucléaire internationalet la non-prolifération

Presque tous les aspects de l’utilisation de l’énergie nucléaire sont régis parles législations nationales s’appuyant généralement sur des principes qui ont été

convenus au niveau international et qui sont souvent repris dans des accordsinternationaux et d’autres instruments.

Les accords et les instruments qui traitent spécifiquement de la non-proliférationen sont un volet particulièrement important en ce qu’ils répondent aux inquiétudes

largement partagées des populations face au risque de dissémination des armesnucléaires. Le Traité sur la non-prolifération de 1968 est le socle juridique

du régime international de la non-prolifération.

Chapitre 8


Compte tenu des progrès rapides de la scienceet de la technologie nucléaires au cours desdernières décennies, les gouvernements ont dûveiller à ce que leur législation reste en phase avecles nouvelles technologies et avec les nouvellesapplications des technologies en place. Leslégislations nationales ont ainsi vu leur portées’étendre continuellement afin de protéger lepublic et l’environnement des risques associés àces nouveaux développements. Aujourd’hui, ellescouvrent un champ d’activités extrêmement large :

● extraction et concentration de l’uranium ;

● utilisation des matières nucléaires et desrayonnements dans la recherche et enmédecine ;

● conditionnement et transport des matièresradioactives et du combustible nucléaire ;

● sûreté nucléaire à tous les stades de la vie desinstallations nucléaires, depuis les centralesnucléaires jusqu’à la radiothérapie et depuisla conception des installations jusqu’à leurdéclassement ;

● protection physique (sécurité) des matières etdes installations nucléaires ;

● commerce international de matières,d’équipements et de technologies nucléaires ;

● gestion du combustible usé et des déchetsradioactifs ;

● obligations de non-prolifération et degaranties ;

● plans d’intervention en cas d’urgenceradiologique et mesures d’intervention encas d’incident ;

● responsabilité civile et réparation desdommages subis à la suite d’accidents.

Nombre de ces dispositions législativess’inspirent des principes et des normes reconnusau niveau international ou les adoptent. Ainsi,la plupart des pays industrialisés suivent lesrecommandations de la Commission internationalede protection radiologique (CIPR) pour les débitsde dose (chapitre 6) bien que certains fixent deslimites encore plus sévères. Ils suivent pareillementles Normes fondamentales internationales de

protection contre les rayonnements ionisants etde sûreté des sources de rayonnements del’Agence internationale de l’énergie atomique(AIEA), ainsi que ses Règles de transport desmatières radioactives. Ces instrumentsinternationaux naissent de la coopération et desconseils des gouvernements et des experts.

Cadre international

Dans le domaine nucléaire, il existe de nombreusesconventions internationales dont la plupart despays de l’OCDE sont signataires. Ces conventionsportent sur des sujets tels que la non-proliférationdes armes nucléaires, la protection physique desmatières nucléaires, la coopération et l’assistancemutuelle en cas d’accident nucléaire, la sûreténucléaire et la gestion des déchets radioactifs.Les plus importantes d’entre elles sont :

● le Traité sur la non-prolifération des armesnucléaires (TNP) (entré en vigueur en 1970),traité qui cherche à prévenir la prolifération desarmes nucléaires et de leur technologie ainsiqu’à promouvoir l’utilisation pacifique del’énergie nucléaire ;

● la Convention sur la protection physique desmatières nucléaires (entrée en vigueur en1987), convention qui impose des obligationssur les États contractants en matière deprotection de matières nucléaires se trouvantsur leur territoire ou en cours de transportinternational1 ;

● la Convention sur la notification rapide d’unaccident nucléaire (entrée en vigueur en 1986),convention qui établit un système denotification à l’AIEA et aux États voisins en casd’accident nucléaire à portée potentiellementtransfrontalière ;

● la Convention sur l’assistance en cas d’accidentnucléaire ou de situation d’urgenceradiologique (en vigueur depuis 1987),convention qui établit un cadre internationalpour faciliter une assistance et un soutienrapides en cas d’accident nucléaire ou d’urgenceradiologique (voir chapitre 6 pour de plusamples détails concernant les moyens derépondre aux accidents nucléaires) ;

70

L’Agence de l’OCDEpour l’énergie

nucléaire a été crééeen 1958 ; elle

comptait28 membres enjanvier 2003. La

Commissioneuropéenne

participe à sestravaux. L’AEN

travaille en étroitecollaboration avecl’AIEA et diverses

autres organisationsinternationales dans

le domaine del’énergie nucléaire.

Les domaines decompétence

de l’AENcomprennentla sûreté et la

réglementationnucléaires,

la gestion desdéchets radioactifs,

la protectionradiologique, les

sciences nucléaires,les aspects

économiques ettechnologiques

du cycle ducombustible, le droit

et la responsabiliténucléaires et

l’information dupublic. La Banque

de données del’AEN procure aux

pays participants desservices scientifiques

concernant lesdonnées nucléaireset les programmes

de calcul.

1. Cette convention est en cours de révision. Alors qu’elle ne couvre la protection physique des matières nucléairesqu’en transit international dans sa version actuelle, sa portée devrait être étendue aux usages nationaux, austockage et au transit, ainsi qu’au sabotage des matières nucléaires.


● la Convention sur la sûreté nucléaire (entrée envigueur en 1996), convention incitative2 quivise à maintenir un haut niveau de sûreté dansles centrales nucléaires en exploitation enétablissant des références internationales pourles pratiques et la réglementation de la sûreténucléaire (voir le chapitre 5 pour uncomplément d’information sur la sûreténucléaire) ;

● la Convention commune sur la sûreté de lagestion du combustible usé et sur la sûreté dela gestion des déchets radioactifs (entrée envigueur en 2001), convention incitative qui viseà atteindre et maintenir un haut niveau desûreté par l’amélioration des mesures nationaleset de la coopération internationale (voirchapitres 3 et 4 pour un complémentd’information sur la gestion des déchetsradioactifs).

À côté de ces conventions, on trouve unemultitude d’accords multilatéraux, souventconclus entre États limitrophes, comme l’accordde coopération pour le transport de matièresnucléaires passé en 1998 entre la Républiqueslovaque, la République tchèque, la Russie etl’Ukraine. Il existe aussi des accords de coopérationbilatéraux dans des domaines comme l’échanged’informations techniques et de spécialistes, lafourniture de matières et d’équipements à des finsd’expérimentation, et la recherche commune et desaccords similaires sur divers aspects de la sûreté etde la radioprotection.

Enfin, il convient de mentionner l’activitécourante des organes supranationaux commel’Union européenne et des organisationsinternationales telles que l’AIEA et l’OCDE/AEN quidéfinissent des principes directeurs et des normesou qui fournissent un cadre pour le débatinternational et l’assistance mutuelle. Dans le casparticulier de l’Union européenne, son activités’étend à la promulgation de règlements, dedirectives et d’autres actes du Conseil qui ont un

caractère obligatoire pour les États membres del’Union.

Régime spécial de responsabilitécivile et d’indemnisation

La plupart des pays de l’OCDE ont adopté unelégislation spéciale en matière de responsabilitécivile et d’indemnisation pour s’assurer que lesvictimes d’un accident nucléaire puissent prétendreà une indemnisation équitable. Ces régimesspéciaux sont des régimes à part dans la mesureoù ils s’écartent des principes juridiques normauxqui régissent la responsabilité civile pour lesdommages résultant d’activités dangereuses.

En vertu de ces régimes, l’exploitant d’uneinstallation nucléaire3 est responsableobjectivement et exclusivement des dommagesnucléaires subis par des tiers à la suite d’unaccident nucléaire survenant dans son installationou provoquant le relâchement de substancesnucléaires provenant de son installation.Cependant, le montant de la responsabilité estgénéralement plafonné et le délai pourl’introduction d’un recours en indemnisation limité.Dans la zone OCDE, l’exploitant d’une installationnucléaire est tenu de maintenir une garantiefinancière couvrant le montant de sa responsabilitéafin d’assurer que les fonds seront disponibles pourréparer les dommages occasionnés. Cette garantiefinancière peut être apportée sous différentesformes, comme une garantie bancaire, unnantissement d’actifs, une garantie de l’État ouune assurance d’État, mais l’assurance privée est laforme la plus couramment utilisée.

Compte tenu des risques en jeu et des montantsdes couvertures, les compagnies d’assurance nepeuvent pas couvrir le risque individuellement. Enconséquence, c’est un « pool », c’est-à-dire ungroupe de plusieurs compagnies d’assuranceconstitué sur le principe de la co-assurance, quicouvre l’assurance nucléaire privée dans chaquepays4. Depuis leur création au milieu des

71

Dans le cadre del’accident nucléairede Three Mile Islandaux États-Unis en1979, le montantde l’assurance payéou en réserve depaiement est de100 millions USDpour le règlementdes actions enréparation.

La responsabilitéobjective signifieque l’exploitantd’une installationnucléaire estresponsable desblessures ou desdommages subis pardes tiers à la suited’un accidentnucléaire survenantà son installation,sans que lesvictimes aient àétablir la preuved’une faute ou d’unenégligence.

La responsabilitéexclusive signifieque seul l’exploitantde l’installationnucléaire accidentéeest tenu responsabledes blessures et desdommages subis pardes tiers.

Par tiers, il fautentendre dans cecontexte quiconqueen dehors del’exploitant del’installationnucléaire et de toutfournisseur de biens,services ettechnologies à cetexploitant.

Il y a lieu de noterque dans la plupartdes pays de l’OCDE,la garantie financièreexigée ne peut êtreutilisée que pourindemniser lesvictimes et pas pourfinancer des intérêtsou des coûts.

2. Une convention incitative vise à obtenir le respect de ses dispositions par une coopération volontaire plutôt quepar des contrôles et des sanctions.

3. La définition d’une installation nucléaire peut varier légèrement d’un pays à l’autre, mais elle englobe en généralles réacteurs nucléaires, les usines de fabrication et de traitement du combustible nucléaire, les usines de séparationisotopique, les usines de retraitement du combustible nucléaire usé, et les installations d’entreposage et de stockagefinal du combustible nucléaire ou de déchets ou produits radioactifs.

4. La co-assurance signifie que plusieurs assureurs assurent un risque collectivement, le total de leurs participationsrespectives étant égal à 100 %.


années 50, ces pools ont multiplié leur capacitéfinancière. Ils sont capables d’assumer un plusgrand risque, pas seulement parce qu’ils se sontouverts à de nouveaux partenaires, mais aussiparce qu’ils ont acquis de l’expérience. Néanmoins,même en regroupant leurs ressources, leur capacitéfinancière totale reste généralement inférieure aumontant des garanties exigées de l’exploitantd’une centrale nucléaire. Les pools nationauxcoopèrent donc entre eux pour couvrir le solde.En général, le pool national qui apporte la garanties’engage à verser le montant total de la couvertureau titulaire de la police d’assurance et se réassure5

pour l’essentiel de ce montant par des contrats deréassurance auprès d’un autre pool.

Il est admis que le plafond de responsabilité del’exploitant risque de ne pas suffire pour couvrirles conséquences d’un accident nucléairecatastrophique. C’est pourquoi, au-delà desgaranties financières privées, la plupart des pays del’OCDE ont mis en place des mécanismes ou desmesures pour apporter une aide financière ou uncomplément d’indemnité sur fonds publics si lagarantie financière de l’exploitant est insuffisantepour réparer la totalité des dommages. Les mesuresprises et les montants varient selon les pays.

En plus de ces régimes nationauxd’indemnisation, beaucoup de pays sont signataireou partie de l’une ou l’autre des conventionsinternationales qui instaurent des régimes deresponsabilité et d’indemnisation pour gérer laprocédure compliquée des actions en réparationintentées à la suite d’un accident nucléaire auxeffets transfrontaliers. Ces conventions sont :

● la Convention de Paris de 1960 sur laresponsabilité civile dans le domaine del’énergie nucléaire (Convention de Paris) ;

● la Convention de Bruxelles de 1963complémentaire à la Convention de Paris(Convention complémentaire de Bruxelles) ;

● la Convention de Vienne de 1963 relative à laresponsabilité civile en matière de dommagesnucléaires (Convention de Vienne) ;

● le Protocole commun de 1988 relatif àl’application de la Convention de Vienne et dela Convention de Paris (Protocole commun de1988) ;

● le Protocole d’amendement de la Convention deVienne de 1997 (Protocole d’amendement deVienne)6 ;

● la Convention sur la réparation complémentairedes dommages nucléaires de 1997 (CRC)7.

Les Conventions de Paris et de Vienne et leProtocole d’amendement de Vienne instaurent desrégimes juridiques qui reposent sur les mêmesprincipes fondamentaux :

● responsabilité objective et exclusive del’exploitant pour les dommages nucléairescausés à des tiers ;

● obligation de couverture de la responsabilité del’exploitant par une garantie financière ;

● limitation de la responsabilité de l’exploitanttant par le montant de l’indemnisation que parle délai d’introduction des actions enréparation ;

● non-discrimination des victimes fondée sur lanationalité, le domicile ou la résidence ;

● unité de juridiction, c’est-à-dire qu’un tribunalunique sera compétent pour toutes les actionsen réparation relatives à un même accident.

Le Protocole commun de 1988 organise une« passerelle » géographique entre les Conventionsde Paris et de Vienne. La Conventioncomplémentaire de Bruxelles prévoit uneréparation complémentaire à celle fixée dans laConvention de Paris. La CRC prévoit une réparationcomplémentaire par rapport à la Convention deParis, à la Convention de Vienne ou à la législationd’un État de l’Annexe tel que défini dans cetteconvention.

72

Les accords internationauxsont un élément importantde l’harmonisation de la législationnucléaire à l’échelle mondiale.

5. La réassurance signifie que l’assureur ou le co-assureur cède une partie du risque qu’il couvre à un autre assureurauquel il paye une prime, essentiellement pour assurer le risque qu’il a lui-même assuré.

6. Ce protocole n’était pas encore entré en vigueur le 1er janvier 2003.7. Cette convention n’était pas encore entrée en vigueur le 1er janvier 2003.

En vertu de laConvention de Paris,

un exploitantd’installation

nucléaire n’est pasexonéré de

responsabilité pourles dommagescausés par un

incident nucléairedirectement

imputable à un acteterroriste.


Les montants de responsabilité imposés auxexploitants d’installations nucléaires en vertu deces conventions sont les suivants :

● la Convention de Vienne impose uneresponsabilité minimale de 5 millions USD8 ;

● la Convention de Paris impose uneresponsabilité maximale de 15 millions de DTS9

(environ 22 millions EUR) bien que la législationde la plupart des États contractants impose desmontants plus élevés aux exploitants

73

Conv. Conv. Conv. Montants approximatifs de la responsabilité de l’exploitant imposés par de de de Protocole la législation nationale (sauf mention contraire, la garantie financière

Paris Bruxelles Vienne commun indiquée correspond au montant de la responsabilité)ii

Allemagne ✔ ✔ ✔ Responsabilité illimitée mais garantie financière limitée à environ2 milliards 500 millions EUR.

Australie Pas de législation spécifique.Autriche Responsabilité illimitée mais garantie financière limitée à environ 400 millions EUR.Belgique ✔ ✔ 300 millions EUR.Canada Garantie financière limitée à 75 millions CAD.Danemark ✔ ✔ ✔ 60 millions DTS (env. 90 millions EUR).Espagne ✔ ✔ 150 millions EUR.États-Unis 9 milliards 700 millions USD bien que la garantie financière soit limitée

à 200 millions USD.Finlande ✔ ✔ ✔ 175 millions DTS (env. 260 millions EUR).France ✔ ✔ 91,5 millions EUR.Grèce ✔ ✔ Pas de législation spécifique.Hongrie ✔ ✔ 100 millions DTS (env. 150 millions EUR).Irlande Pas de législation spécifique.Islande Pas de législation spécifique.Italie ✔ ✔ ✔ 4 millions EUR.Japon Responsabilité illimitée bien que la garantie financière soit limitée

à 60 milliards de yens pour les réacteurs de plus de 10 000 kWiii.Luxembourg Pas de législation spécifique.Mexique ✔ 100 millions MXP.Norvège ✔ ✔ ✔ 60 millions DTS (env. 90 millions EUR).Nouvelle-Zélande Pas de législation spécifique.Pays-Bas ✔ ✔ ✔ 340 millions EUR.Pologne ✔ ✔ 150 millions DTS (env. 225 millions EUR).Portugal ✔ Pas de législation spécifique.République de Corée 300 millions DTS (env. 450 millions EUR).République slovaque ✔ ✔ 2 milliards SKK.République tchèque ✔ ✔ 6 milliards CZK.Royaume-Uni ✔ ✔ 140 millions GBP.Suède ✔ ✔ ✔ 300 millions DTS (env. 450 millions EUR).Suisse Responsabilité illimitée bien que la garantie financière soit limitée

à environ 1 milliard CHF.Turquie ✔ Pas de législation spécifique.

i. Statistiques officieuses de l’Agence de l’OCDE pour l’énergie nucléaire à la date d’octobre 2002.ii. DTS convertis en euros sur la base d’un cours de 1,48 euro pour un DTS (cours au 20 février 2003, FMI).iii. La garantie financière est limitée à 12 milliards de yens pour les réacteurs de moins de 10 000 kW et à 2 milliards de yens pour les autres installations

nucléaires.

Tableau 8.1 : Conventions internationales sur la responsabilité civileet la réparation des dommages et couverture des dommages par les pays membres de l’OCDEi

8. Ce montant est défini par référence à sa valeur-or le 29 avril 1963 (35 USD par once d’or fin) et elle estgénéralement estimée aujourd’hui à environ 60 millions USD.

9. DTS signifie droit de tirage spécial, unité de compte définie par le Fonds monétaire international. Cette unité estcalculée quotidiennement à partir d’un panier de monnaies composé, au 1er janvier 2003, de l’euro, du yen, dudollar américain et de la livre sterling. Au 20 février 2003, un DTS valait 1,48 EUR et 1,37 USD.


d’installations nucléaires, montants de l’ordrede 150 millions de DTS en général (soit environ220 millions EUR) ;

● la Convention complémentaire de Bruxellesstipule qu’un montant maximal de 300 millionsde DTS (environ 450 millions EUR) doit êtredisponible via la garantie financière del’exploitant responsable, de fonds publicsprovenant de l’État sur le territoire duquel setrouve l’installation de l’exploitant responsableet de fonds publics apportés collectivement partoutes les parties contractantes ;

● le Protocole d’amendement de Vienne imposeraune responsabilité minimale de 300 millions deDTS (environ 450 millions EUR), dont la moitiépeut provenir de l’État sur le territoire duquelse trouve l’installation) ;

● la CRC stipule qu’un montant d’environ600 millions de DTS (environ 900 millions EUR)devra être disponible, étant entendu que la part« complémentaire » prévue par cette conventionreprésentera environ 300 millions de DTS(environ 450 millions EUR).

La Convention de Paris et la Conventioncomplémentaire de Bruxelles sont en cours derévision. Lorsque les amendements entreront envigueur, les limites de responsabilité imposées parla Convention de Paris ne pourront pas être fixéesà moins de 700 millions EUR alors que le montanttotal d’indemnisation qui résultera du régimecombiné Paris-Bruxelles sera porté à un maximumde 1,5 milliard EUR.

Le tableau 8.1 dresse la liste des conventionsinternationales relatives à la responsabilité civileet à la réparation des dommages nucléairesauxquelles les pays membres de l’OCDE sontparties. Il indique les montants de responsabilitéimposés aux exploitants d’installations nucléairespar la législation nationale, montants qui peuventêtre différents des montants applicables en vertude la Convention à laquelle l’État concerné estpartie. Lorsque les limites diffèrent, c’est lemontant supérieur qui s’applique. Les exploitantsd’installations nucléaires doivent couvrir leurresponsabilité par une garantie financièreéquivalente. Dans les quelques pays qui ontimposé une responsabilité très élevée, voireillimitée, la garantie financière a été plafonnéepour permettre aux exploitants de contracterune assurance.

Comme le montre le tableau, nombre de paysqui ont d’importants programmes nucléaires nesont pas parties à ces conventions (Canada, Chine,États-Unis, Japon, République de Corée, Russie etSuisse), mais la plupart d’entre eux ont adopté desprincipes identiques dans leur législation nationale.

Comme par le passé, le droit nucléaire vacontinuer d’évoluer au niveau national etinternational. Cette évolution concrétisera lebesoin non seulement de gérer judicieusement leprogrès scientifique et technique dans le domainenucléaire, mais aussi de tirer un maximum debienfaits de l’utilisation pacifique de l’énergienucléaire tout en protégeant l’homme et sonenvironnement.

Non-proliférationL’incroyable pouvoir destructeur des armes

nucléaires a conduit la communauté internationaleà en prévenir la prolifération, autrement dit à« laisser le génie à l’intérieur de la lampe à huile ».Pourtant, on sait que les applications pacifiquesde l’énergie nucléaire apportent beaucoup debienfaits. Comme une bonne partie de laconnaissance sur les armes nucléaires s’acquiertautomatiquement pendant la phase de préparationà l’utilisation de l’énergie nucléaire et desinstallations nucléaires de recherche ainsi quependant leur utilisation effective, il est difficilede prévenir la prolifération tout en autorisantle développement nucléaire civil. Par conséquent,le risque de prolifération d’armes nucléairesdemeurera un handicap pour l’énergie nucléaire etune préoccupation importante pour le public aussilongtemps que le lien entre le nucléaire civil et lenucléaire militaire n’a pas été efficacement etdéfinitivement rompu.

Il est difficile de fabriquer des armes nucléaires.Il faut non seulement se procurer la matière fissileappropriée mais aussi disposer des connaissances etdes techniques nécessaires pour les concevoir, lesconstruire, les manipuler et les utiliser. Par ailleurs,une expérimentation physique sera parfoisrecherchée pour vérifier la fiabilité et l’efficacitéde l’arme nucléaire.

Dès 1946, la communauté internationale a« ciblé » ces fondamentaux pour empêcher l’accèsaux matières et aux technologies critiques,empêcher les essais et veiller également à contrôlerl’accès aux technologies nécessaires pour envoyer

74

L’Agenceinternationale de

l’énergie atomique(AIEA) a été fondée

en 1957. C’est uneorganisation

internationaleindépendante qui

fait partie de lafamille de l’ONU etqui sert de cadre à

la coopérationscientifique et

technique pourl’utilisation pacifique

de la technologienucléaire. Ses

missions principalesconsistent à élaborer

des normes desûreté nucléaire

reconnues au niveauinternational et à

vérifier que les Étatsutilisent les matières

et installationsnucléaires

uniquement à desfins pacifiques.

L’AIEA comptait136 pays membres

en mai 2003.


une arme nucléaire (voir figure 8.1). Ces effortsont trouvé leur aboutissement dans une sériede traités, en particulier le Traité sur lanon-prolifération des armes nucléaires (TNP, entréen vigueur en 1970) et le Traité d’interdictioncomplète des essais nucléaires (TICE, non entré envigueur), qui forment aujourd’hui encore la basedes efforts de prévention de la prolifération.

Le TNP divise le monde en deux groupes : lesÉtats qui possédaient des armes nucléaires quandle traité a été mis en place, ou « États dotésd’armes nucléaires », c’est-à-dire la Chine, lesÉtats-Unis, la France, le Royaume-Uni et la Russie,et les autres États signataires du traité, ou « Étatsnon dotés d’armes nucléaires ». Au début de 2003le traité comptait 188 signataires, l’accession laplus récente étant celle de Cuba en novembre2002. Tout État doté d’armes nucléaires s’engage àne pas transférer des armes nucléaires, à n’aideraucun État non doté d’armes nucléaires à fabriquerdes armes nucléaires, et à œuvrer au désarmementnucléaire. L’Inde, Israël et le Pakistan ont jusqu’icirefusé de signer le TNP.

Contrôle des matières nucléaires

Les garanties de l’AIEA sont les moyensessentiels pour dissuader tout État de détournerdes matières fissiles et pour déceler undétournement éventuel. Tous les États non dotésd’armes nucléaires et signataires du TNP doivents’engager à appliquer les garanties de l’AIEA à toutleur inventaire de matières nucléaires. Ces accordsde garanties non restrictifs visent à s’assurer qu’unÉtat non doté d’armes nucléaires respecte sonengagement de ne pas fabriquer d’armes nucléaires.En outre, bien qu’ils n’y soient pas tenus, tous lesÉtats dotés d’armes nucléaires ont conclu desaccords d’application de garanties (appelés « offresvolontaires ») qui permettent à l’AIEA de vérifiertout ou partie de leurs activités nucléaires civiles.Les garanties de l’AIEA s’appliquent aussi aux paysqui n’ont pas signé le TNP (Inde, Israël et Pakistan),mais uniquement sur certains sites à la demandedes fournisseurs des installations ou de la matièrenucléaire mise en œuvre. En 1997, un protocoleadditionnel aux accords relatifs à l’application degaranties, qui inclut des mesures visant à améliorerla capacité de détection d’éventuelles activitésnucléaires non déclarées, a été adopté. Environ70 États l’ont déjà signé ; 30 ont complété leprocessus de ratification.

75

« Ne pas réussir àinterdire les essaisnucléaires seraitla plus grandedéception de touteadministration,de toute décennie,de tout moment etde tout parti. »Dwight D.Eisenhower, 1961.

Les garanties reposent sur une déclarationpar chaque État de ses matières, installations etactivités nucléaires associée aux inspections etdroit d’accès de l’AIEA pour vérifier cesinformations. Les inspections sont généralementmenées au moins une fois par an, de façonaléatoire, mais elles sont notifiées à l’avance. Dansles installations les plus sensibles, des inspectionspeuvent avoir lieu en continu. Les inspecteurs del’AIEA peuvent vérifier que la conception desinstallations nucléaires est conforme à ce qui aété déclaré, examiner les rapports d’exploitation,procéder à des mesures et à des échantillonnagessur la matière nucléaire, et utiliser des instrumentsde surveillance et des dispositifs scellés pourgarder la trace des matières. Le protocoleadditionnel demande aux États de fournirdavantage d’informations sur leurs activitésnucléaires (s’étendant à celles qui ne mettent pasnécessairement en œuvre des matières nucléairesou qui sont à double usage nucléaire et nonnucléaire) et d’autoriser l’AIEA à accéder à tousles sites concernés à l’improviste ou « par défi »(en cas de contestation).

Les garanties de l’AIEA sont complétées pard’autres accords régionaux comme le programmede garanties d’Euratom et l’Agence argentino-brésilienne de comptabilité et de contrôle desmatières nucléaires. Enfin, des mesures de sécuritésont prises par les États pour prévenir le vol oule détournement de matières et de technologiesnucléaires, ainsi que le sabotage. Ces mesures sontessentiellement physiques, telles qu’installationssécurisées, gardes armés, serrures spéciales, codesd’accès ou caméras de vidéosurveillance, mais aussiorganisationnelles comme les restrictions d’accès àl’information sensible et les contrôles de sécuritépour les individus.

Les événements récents ont ranimél’inquiétude que suscite l’utilisationde matières radioactives ou nucléairesà des fins terroristes. Le recourspossible à des explosifsconventionnels pour disperserdes matières radioactives(la « bombe sale ») renforcel’importance des contrôlesnationaux et internationauxde ces matières. Ainsi, l’AIEAtravaille à l’élaboration d’un cadreinternational visant à améliorer lasécurité des sources radioactives.

Séc

urité

phys

ique

Inspectionsde l'AIEA

Inte

rdict

ion

com

plèt

ede

s es

sais

Contrôles des

exportations

de technologie

Contrôle et

compatibilité

des matières

NON-PROLIFÉRATION

Figure 8.1Éléments de la non-prolifération


76

Contrôle des technologieset des matières sensibles

Certaines matières et technologies sensiblessont soumises à des contrôles internationaux trèsstricts à l’exportation parce qu’on considère qu’ilest très important de s’assurer qu’elles ne sont pasdétournées à des fins militaires. Le Groupe desfournisseurs nucléaires (Nuclear Suppliers Groupou NSG) a édicté une série de directives quirégissent le transfert de matières et detechnologies sensibles. Les directives relatives auxtransferts nucléaires concernent le transfert dematières, d’équipements, de technologies, dematériels et d’installations nucléaires qui sontrecensés sur une liste de base. Les membres duNSG s’engagent à ne transférer aucun bienfigurant sur cette liste à un quelconque Étatnon doté d’armes nucléaires qui n’a pas signéun accord de garanties intégrales avec l’AIEA.Le NSG a également élaboré des directives relativesau transfert de certains biens ou technologies àdouble usage qui peuvent avoir à la fois uneapplication non nucléaire et une applicationnucléaire, comme les superordinateurs.

Pareillement, la plupart des États signatairesdu TNP coopèrent déjà, via le Régime de contrôlede la technologie des missiles, plus connu sousson sigle anglais MTCR, pour contrôler lestechnologies des missiles qui peuvent être desvecteurs d’armes nucléaires. Des actions sontégalement entreprises pour enrayer la contrebandede matières nucléaires, en premier lieu leprogramme du G8 sur les trafics illicites et sesactions de suivi sous l’égide de l’AIEA. De façonplus informelle, beaucoup de pays échangent desinformations sur les exportations et importationssuspectes de matières et de technologiesnucléaires et ils peuvent appliquer des sanctions

en cas d’actes de prolifération effectifs oususpectés.

Contrôle des essais d’armesnucléaires

Les négociations en vue de « l’interdictioncomplète des essais nucléaires » ont commencéen janvier 1994 et le traité TICE a été parachevéen septembre 1996, mais il entrera en vigueuruniquement lorsque les 44 États dotés de réacteursnucléaires de recherche ou de puissance l’aurontratifié. Ce traité interdit toutes les explosionsnucléaires, qu’elles soient réalisées à des finsmilitaires ou civiles. Les pays signataires (166 enoctobre 2002) conviennent d’interdire ou deprévenir les explosions nucléaires en unquelconque lieu sous leur juridiction ou leurcontrôle et de n’encourager d’aucune façonla participation à une quelconque explosionnucléaire. Le traité prévoit un régime devérification complet comprenant des inspectionssur site, des procédures de consultation et declarification et des mesures visant à favoriser laconfiance mutuelle.

Résultats mitigés

Jusqu’à présent, les contrôles nationaux etinternationaux de matières, d’essais et detechnologies sensibles nucléaires ont permis deralentir la prolifération des armes nucléaires.Cependant, les défis posés par les pays qui nerespectent pas leurs engagements internationauxou qui refusent d’adhérer au régime internationalde non-prolifération montrent qu’il fautpoursuivre les efforts et redoubler de vigilancepour s’assurer que le génie reste bien à l’intérieurde la lampe.


Voir les références aux thèmes ci-dessous dans la rubrique « Pour compléter votreinformation » à la fin de l’ouvrage pour obtenir des informations plus détaillées sur :● Droit nucléaire, voir 8.1 à 8.6.● Responsabilité civile et réparation des accidents nucléaires, voir 8.7 à 8.9.● Conventions et accords sous les auspices de l’AIEA, voir 8.10.● Garanties et non-prolifération, voir 8.11 à 8.13.● Régimes internationaux spéciaux de garanties, voir 8.14 à 8.16.● Directives des fournisseurs nucléaires, voir 8.17.● Traité d’interdiction complète des essais nucléaires, voir 8.18.

Le Groupedes fournisseurs

nucléaires ouNuclear Suppliers

Group (NSG) est ungroupe de 39 pays

fournisseurs debiens nucléaires

(à la date d’octobre2002) qui œuvrent

ensemble pourprévenir la

prolifération d’armesnucléaires. Ces pays

poursuivent lesobjectifs du NSG ense conformant aux

directivesconsensuellesrelatives auxexportations

nucléaireset assimilées eten échangeant

des informations.


Le présent chapitre aborde l’avenir de l’énergienucléaire dans le cadre plus large de l’offre et dela demande mondiales d’énergie.

Demande d’énergieLa demande mondiale d’énergie continuera

d’augmenter pour répondre aux besoins découlantdu développement économique et de la croissancedémographique (voir figure 9.1). Il est probableque l’augmentation de cette demande sera duepour l’essentiel aux pays en développement qui

s’efforcent d’élever le niveau de vie de leurspopulations croissantes. En 1998, l’InternationalInstitute for Applied Systems Analysis (IIASA) etle Conseil mondial de l’énergie ont conclu quela demande mondiale d’énergie augmenteraitprobablement de 1,5 à 3 fois et que la demanded’électricité doublerait au moins d’ici 2050. LaBritish Royal Society et la Royal Academy ofEngineering ont conclu en 1999 que :

... la consommation d’énergie doublerait aumoins dans les 50 ans à venir et ... pourraitquintupler dans les 100 ans à venir sous

77

Énergie nucléaire etdéveloppement durable

La demande d’énergie mondiale devrait progresser rapidement dans un contextecaractérisé par l’inquiétude croissante que l’impact environnemental des sources

d’énergie concurrentes suscite dans le public.

Il est probable que la question de la viabilité des sources d’énergie va prendre plusd’importance et, dans cette perspective, l’énergie nucléaire présente des avantages

puisqu’elle permet de produire de l’électricité et de la chaleur sans émission decarbone et qu’elle ne soulève aucun problème de sécurité d’approvisionnement.

Chapitre 9

Gtep Gtep (gigatonnes équivalent pétrole)

1850 1900 1950 2000 2050 2100

37

47

42

33

2319

40

50

30

20

10

0

A - Croissance forte (revenus, énergie, technologie)

C - Croissance pilotée par l'écologie

BB - Croissance modeste

Figure 9.1 : Scénarios d’évolution de la demande d’énergie à l’horizon 2100

Source : IIASA. Global Energy Perspectives (Cambridge : Cambridge University Press, 1998).


l’effet de la croissance démographique et del’élévation du niveau de vie des populations.

L’enjeu consiste à satisfaire cette demandetout en accédant au désir croissant de la sociétéd’y parvenir sans faire peser un fardeau trop lourdsur les générations futures.

Énergie nucléaire etdéveloppement durable

L’énergie est une composante importante detoute politique de développement durable parcequ’elle est essentielle pour l’activité humaine etla croissance économique. Il faut voir uneopportunité et un défi dans le fait que lestechnologies actuelles de production d’énergie sontde plus en plus considérées comme non durables.La place de l’énergie nucléaire dans la paletteénergétique dépendra largement de la capacité àdémontrer qu’il s’agit d’une énergie durable.

Trois critères sont couramment retenus pourapprécier la durabilité de tout développement – lecritère économique, le critère environnemental etle critère social (voir figure 9.2).

Critères économiques

Les aspects économiques spécifiques del’énergie nucléaire ont été traités au chapitre 7. Lesparagraphes suivants se limitent donc aux aspectsmacroéconomiques.

Économies de coûts directsLa capacité à produire de l’électricité à bas coût

et de façon fiable est un élément important dudéveloppement durable. Comme on l’a vu auchapitre 7, l’énergie nucléaire peut rivaliser à longterme, au niveau des coûts, avec les principalessources utilisées pour produire de l’électricité, etprofiter peut-être d’une politique d’internalisationdes coûts environnementaux ; elle peut recueillirl’adhésion de la collectivité et assurer la sécuritédes approvisionnements énergétiques. À pluscourt terme, sa compétitivité varie selon les pays,principalement en fonction des prix descombustibles fossiles qui fluctuent.

Diversité et sécurité des approvisionnementsénergétiques

Le pétrole et le gaz ont une disponibilitégéographique relativement limitée, avec plus de70 % des réserves mondiales de brut et environ lesdeux tiers des réserves mondiales de gaz natureldans les pays du Moyen-Orient et en Russie.Indépendamment de l’instabilité politique quirègne parfois dans les pays exportateurs, les longsitinéraires suivis pour acheminer ces combustiblesjusqu’aux grands marchés peuvent être coupés pardécision politique.

Inversement, les pays de l’OCDE produisent prèsde 55 % de l’uranium mondial et possèdent 40 %des réserves connues, contre 7 % des réserves depétrole, 12 % des réserves de gaz naturel et 40 %des réserves de charbon. En outre, ils sontautosuffisants pour tous les services essentielspermettant de transformer l’uranium naturel encombustibles nucléaires finis (voir chapitre 3).

À la différence des combustibles fossiles, lecombustible nucléaire est facile à stocker en raisonde sa compacité. Des stocks importants peuventêtre conservés à un coût relativement modeste.Il suffit d’environ 25 tonnes d’assemblagescombustibles pour alimenter pendant un anun réacteur à eau sous pression de la générationactuelle d’une puissance de 1 000 MWe. Unecentrale au charbon de puissance équivalenteconsomme 3 millions de tonnes de combustible,

78

SocialÉconomique

Environnemental

Économies de coûts directsDiversité et sécurité des approvisionnementsBalance des paiementsStabilité des prix

Infrastructure technique et emploiRetombéesPréoccupations socialesRisques des centrales

Disponibilité des ressourcesImpact direct sur l'environnementLongévité des déchets

Figure 9.2Critères de développement durableapplicables à l’énergie nucléaire

Le développementdurable est un

développement quis’efforce de

répondre auxbesoins du présentsans compromettre

la capacité desgénérations futures à

satisfaire les leurs.Commission

Brundtland, 1987.

Dans le monde,2 milliards de

personnes n’ont pasaccès à l’électricité

et un nombreéquivalent utilise

encore descombustibles solides

traditionnels pourcuisiner.

Perspectivesénergétiques

mondiales,Programme des

Nations Unies pourle développement

(PNUD), 2000.


c’est-à-dire plus de 100 000 fois plus, pourproduire la même quantité d’électricité.

Plus un pays est tributaire des importationsd’énergie, plus les coûts et les conséquenceséconomiques d’une rupture d’approvisionnementsont élevés. Par conséquent, toute source d’énergiequi réduit cette dépendance améliore la sécuritédes approvisionnements et, au-delà, la sécuritéde la nation. La sécurité a toujours été un desobjectifs majeurs de la politique énergétique detous les pays de l’OCDE.

Balance des paiementsL’énergie nucléaire peut avoir deux effets

positifs sur la balance commerciale dès lors que sescoûts sont compétitifs. Premièrement, il est plusintéressant d’importer de petits volumes d’uraniumbon marché que de gros volumes de charbon, depétrole ou de gaz cher. Deuxièmement, la créationet le développement de l’infrastructure de haute

technologie requise pour mettre en œuvre l’énergienucléaire peut contribuer aux exportations detechnologie.

Stabilité des prixLe coût du combustible est un élément

déterminant du prix de l’électricité d’originefossile. Ainsi, comme le prix des combustiblesfossiles a tendance à fluctuer (voir figure 9.3),le prix de l’électricité varie aussi, surtout sur unmarché compétitif. Inversement, dans le cas dela production électronucléaire, la faiblecontribution du coût du combustible et la partimportante des coûts fixes ont un effetstabilisateur sur le coût et le prix de l’électricité.

En général, la disponibilité et l’utilisationd’une gamme d’autres sources d’énergie aussi largeque possible tendent à réduire la pression dela demande sur une seule source et concourentdonc à la stabilité macroéconomique.

79

Charbon

Pétrole

Gaz naturel

200

250

150

100

50

01981 1985 1990 1995 2000 2001

Note : L'indice de prix « réel » est calculé à partir des prix en monnaies nationales et divisé, pour chaque paysconcerné, par l'indice des prix à la production pour le secteur industriel et par l'indice des prix à la consommationpour le secteur domestique.

Gaz naturel

Indice 1995 = 100.

Figure 9.3Évolution des prix des combustibles fossiles

Source : AIE. Energy Prices and Taxes (Paris : AIE, deuxième trimestre 2002).

Les ressourcesd’uranium sontclassées d’après leurintérêt économiqueet leur probabilitéd’existence. Lesressources dontl’existence estconnue et dontl’exploitation à l’aidede techniquesminières classiquesest peu coûteusesont classées dansla catégorie des« ressourcesclassiques connues ».Elles se répartissenten deux sous-groupes : lesressourcesraisonnablementassurées (RRA) etles ressourcessupplémentairesestimées –catégorie I (RSE-I).Les ressourcessupposées exister etexploitables à l’aidede techniquesminières classiquesmais pas encorematériellementconfirmées sontclassées dans lacatégorie desressources classiquesnon découvertes.Ces ressourcescomprennent lesressourcessupplémentairesestimées –catégorie II (RES-II)et les ressourcesspéculatives (RS).


Critères environnementaux

La viabilité environnementale d’une matièredonnée est généralement appréciée en fonctionde sa disponibilité, c’est-à-dire du volume deses réserves, et de son impact direct surl’environnement.

Disponibilité des ressourcesPlus abondant que l’argent, l’uranium est

largement répandu dans l’écorce terrestre et dansles océans. Au début de 2001, les ressourcesd’uranium classiques (connues et non découvertes)étaient estimées à plus de 16 millions de tonnesreprésentant un approvisionnement de près de250 ans sur la base de la consommation actuelle.Il existe aussi des ressources non conventionnellesdans lesquelles l’uranium est présent en très faibleconcentration ou est récupéré comme sous-produit. Ces ressources représentent quelque22 millions de tonnes supplémentaires contenuesdans les gisements de phosphate et jusqu’à4 milliards de tonnes contenues dans l’eau de mer.Les recherches entreprises autorisent à penser qu’ilest possible d’exploiter les immenses ressources del’eau de mer, même si c’est uniquement à l’échelledu laboratoire pour le moment. Il est estimé quele coût de cette exploitation serait très élevé etatteindrait environ 5 à 10 fois le coût actuel del’uranium extrait des gisements uranifères.

À long terme, cependant, la disponibilité desressources d’uranium naturel dépend de latechnologie des réacteurs et des stratégiesadoptées pour le cycle du combustible. Leretraitement du combustible usé de la filière à eauordinaire permettrait en principe de réduire lademande d’uranium de 10 à 15 %. L’introductiondes réacteurs rapides améliorerait encore lerendement du combustible. Le remplacement detous les réacteurs thermiques par des réacteursrapides et le retraitement du combustiblemultiplieraient les ressources d’uranium par 50(voir tableau 10.1). D’autres technologies avancéesactuellement envisagées pourraient utiliser lethorium à la place de l’uranium, ce qui accroîtraitencore les ressources naturelles en combustiblenucléaire. L’Inde en particulier, qui possèded’abondantes ressources de thorium, chercheà développer un cycle du thorium. En résumé,l’usage de l’énergie nucléaire ne peut donc pas êtreconsidéré comme limité par les ressourcesdisponibles.

Impact direct sur l’environnementL’énergie nucléaire est une des rares formes

d’énergie à n’émettre quasiment ni polluantatmosphérique ni gaz à effet de serre. Selon lesestimations, le cycle complet du combustiblenucléaire, y compris l’extraction du minerai et laconstruction des centrales, émet entre 2,5 et6 grammes d’équivalent carbone par kilowattheure(kWh) produit. C’est sensiblement égal auxémissions estimées des sources d’énergierenouvelables (hydraulique, éolien et solaire) etenviron 20 à 75 fois moins que les émissions desmoyens de production d’électricité à base de gaznaturel, qui est le combustible fossile le plus propre(voir figure 9.4).

L’énergie nucléaire est donc l’un des principauxmoyens disponibles pour limiter les émissions decarbone dans l’environnement. Rien que dans lespays de l’OCDE, les centrales nucléaires évitentannuellement l’émission d’environ 1 milliard200 millions de tonnes de dioxyde de carbone(CO2). Si toutes les centrales nucléaires du mondeentier étaient remplacées par des centralesmodernes brûlant des combustibles fossiles, lesémissions de CO2 du secteur de l’énergieaugmenteraient d’environ 8 %.

L’énergie nucléaire évite l’émission localisée,sous forme de gaz et de particules, de polluants

80

Les fourchettes correspondent à des différencesdans les technologies de production.

Charbon

gC /kWheq

400

300

200

100

0Pétrole Gaz

naturelÉnergies

renouvelablesÉnergie

nucléaire

Figure 9.4Émissions de gaz à effet de serre du secteur

de la production d’électricité par type de combustible

Source : AIEA.

La pollutionatmosphérique est

responsable de2,7 à 3,0 millions

de décès prématuréspar an, soit 5 à 6 %

de la mortalitémondiale.

Organisationmondiale de la

santé, 1997.


atmosphériques, tels que les oxydes de soufre etd’azote, qui sont responsables des pluies acides etde troubles respiratoires. Elle engendre beaucoupmoins de déchets solides pour la même quantitéd’électricité produite que n’importe quelcombustible fossile. Sa production de déchetssolides est à peu près équivalente à celle desénergies renouvelables comme le solaire (voirfigure 9.5).

Toutefois, pour que la filière nucléaire contribuede façon très significative à prévenir unréchauffement planétaire excessif, il faudrait ladévelopper massivement. Or, à l’heure actuelle,elle sert uniquement à la production d’électricité,un des secteurs d’utilisation de l’énergie. Selonles estimations, même en décuplant la puissancenucléaire installée d’ici 2100, la part du nucléairedans la consommation d’énergie primaire passeraitde 7 à 25 % seulement, ce qui éviterait environ15 % des émissions de carbone cumuléesattendues pendant cette période. En même temps,si ce programme était réalisé avec les technologiesactuelles, le volume accumulé de déchetsradioactifs (et leur radioactivité) augmenteraitconsidérablement.

L’énergie nucléaire est une des optionsdisponibles pour faire face à l’augmentationprévue de la demande d’énergie mondiale tout enévitant les émissions de carbone. Pour que cetteoption soit efficace et acceptable, il faudraitdisposer de technologies de réacteur avancées etde stratégies de recyclage du combustible. Au furet à mesure que nous avancerons dans le21ème siècle, le parc actuel de réacteurs thermiquesà eau ordinaire devra être remplacé par desréacteurs avancés comme les surgénérateurs rapidesà recyclage du combustible. Ce changementsuppose de très lourds investissements, maisprobablement pas supérieurs à ceux exigés pard’autres stratégies pour répondre à la demanded’énergie mondiale en limitant le réchauffementplanétaire.

Longévité des déchetsLes déchets de haute activité ne représentent

qu’un faible volume mais ils restent très longtempsradioactifs. Il y a plusieurs décennies que desexperts étudient le stockage de ces déchetsdans des formations géologiques profondes et ilsestiment qu’aucune barrière technique ne s’opposeà la construction de sites de stockage de très

haute intégrité. Cependant, en dépit des avancéesrécentes enregistrées en Finlande et aux États-Unis,aucun site n’est opérationnel à ce jour. Le stockagedéfinitif des déchets de haute activité demeuredonc un défi pour le développement durable del’énergie nucléaire.

La recherche et le développement sur les cyclesdu combustible avancés et sur le traitement desdéchets laissent espérer une réduction du volumedes déchets à confiner et de la durée duconfinement, mais les résultats de ces travaux neseront pas disponibles avant plusieurs décennies.

Critères sociaux

Infrastructure technique et emploiCe sont les individus qui créent la technologie

et la font progresser. Sur ce plan, l’énergienucléaire est très spécifique dans la mesure où ellerepose sur les grandes avancées scientifiques ettechnologiques du 20ème siècle. Le coût élevé desinstallations se matérialise essentiellement sousforme de science et de technologie qui sont toutesdeux essentielles pour maintenir la sûreté desinstallations et pour continuer à les développer.L’industrie nucléaire emploie aussi un pourcentageélevé de personnels qualifiés et diplômés parrapport à la plupart des autres grands secteursénergétiques et manufacturiers. Ces personnelsconstituent un capital social important, bienque vulnérable, et un socle pour améliorer

81

Million de tonnespar GWe par an

Pétrole Gaznaturel

Bois Nucléaire Solaire(PV)

Charbon

Désulfuration des fuméesCendresPurification du gaz

Déchets toxiquesDéchets radioactifs

0,5

0,4

0,3

0,2

0,1

0

Figure 9.5Production totale de déchets par type de combustible

Source : AIEA.


82

constamment les performances de l’industrienucléaire (et d’autres aussi, à certains égards).

La viabilité de l’énergie nucléaire dépend del’infrastructure complexe et onéreuse qui sertd’assise à ce capital social qu’il serait difficile deremplacer à moindre coût ou rapidement s’il venaità disparaître.

RetombéesLe maintien et l’amélioration de l’infrastructure

technique et intellectuelle à la base de l’industrienucléaire procurent à la société de nombreusesretombées bénéfiques. À l’instar des autrestechnologies de pointe, cette industrie a jouéhistoriquement un rôle très important dans ledéveloppement de nouveaux matériaux, denouvelles compétences et de nouvelles techniquesqui ont essaimé dans d’autres secteurs comme lamédecine, le secteur manufacturier, la santépublique et l’agriculture en leur apportant desavantages économiques.

Préoccupations socialesToutes les technologies énergétiques ont

tendance à susciter des inquiétudes, voire desconflits sociaux. Pour ce qui est du nucléaire,les inquiétudes se sont cristallisées autourdes questions de sûreté, de prolifération etd’élimination des déchets. L’histoire du charbonabonde de conflits sociaux, comme en a aussiconnus le pétrole à l’échelle internationale. Mêmel’exploitation des énergies nouvelles s’est retrouvéerécemment sous le feu de la critique au motifqu’elle défigure le paysage et qu’elle dévorede grands espaces. De leur côté, les grandsaménagements hydroélectriques suscitent desoppositions à l’échelle mondiale à cause du coûtsocial et environnemental des inondations massivesqu’ils impliquent.

Les risques des centrales nucléaires

Comme toute grande installation industrielle etmalgré toutes les précautions prises, les centralesnucléaires présentent des risques pour lestravailleurs, pour les personnes vivant dans leurvoisinage immédiat et, en cas d’accident gravissimecomme celui de Tchernobyl, pour des populationstrès éloignées. En général, ces risques sont évaluésen termes d’effets radiologiques résultant (1) d’unrégime de fonctionnement normal et (2) d’unaccident. Compte tenu de la grande qualification

du personnel, de la qualité des procéduresopératoires et de la rigueur du contrôleréglementaire, l’énergie nucléaire est relativementsûre du point de vue industriel. À titre d’exemple,les statistiques des États-Unis pour l’année 2000font ressortir un taux d’accidents de 0,26 pour200 000 heures travaillées dans les centralesnucléaires contre une moyenne nationale de 3,0tous lieux de travail confondus.

Risques en régime normalLes risques radiologiques en fonctionnement

normal tiennent aux rejets quotidiens desubstances radioactives dans l’air et dans l’eau.Dans tous les pays de l’OCDE, ces rejets sontstrictement réglementés et subordonnés à desautorisations délivrées par les autorités de sûreté.Ils font aussi l’objet d’accords internationauxcomme la Convention pour la protection del’environnement marin de l’Atlantique du nord-est(Convention OSPAR) dont le dernier accordministériel conclu à Sintra au Portugal en 1998appelait à faire en sorte que les concentrationsadditionnelles résultant des rejets, émissions etpertes de substances radioactives en mer soientramenés à des niveaux « proches de zéro » d’ici l’an2020.

En principe, les rejets de cette nature peuventaffecter la chaîne alimentaire de l’homme (via lescoquillages, par exemple) et représentent donc undanger pour le public. Le risque d’un effet nocifdes rejets de faible activité pour les personnesvivant à proximité d’une centrale nucléaire ouconsommant de très grosses quantités de fruits demer peut être évalué. Les estimations effectuéesindiquent que le risque est considérablementinférieur à 1 sur 1 million par an pour chaquepersonne théoriquement exposée au risque.

Risques en régime accidentelLes risques consécutifs à des accidents sont

beaucoup plus difficiles à évaluer, notammentparce que les accidents nucléaires de quelquenature que ce soit sont très rares et parce que leursconséquences peuvent être extrêmement variables.

Des études ont été réalisées pour estimer lerisque de défaillance, à la suite d’un accident, desbarrières de protection installées dans les centralesnucléaires modernes et d’un relâchementhypothétique plus ou moins important deradioactivité. Les calculs montrent que le risque


d’occurrence d’un tel accident dans une centralemoderne, c’est-à-dire qui a été améliorée pourtenir compte des enseignements de Three MileIsland et de Tchernobyl, est inférieur à 1 sur100 000 par an. La conception des réacteurs dufutur prend plus explicitement en compte lesaccidents graves, et les calculs effectués pour cetype de réacteurs aboutissent à des probabilitésd’accident grave encore plus basses, de l’ordre de1 pour 1 000 000 par an. La lecture de ces chiffresne doit cependant pas faire perdre de vue qu’unaccident nucléaire grave peut avoir des effetsconsidérables comme des décès (y comprisplusieurs décennies après l’accident), l’impossibilitéde vivre dans certaines zones contaminées ou d’ypratiquer des activités agricoles et la perte d’uneimportante capacité de production d’électricité,tous ces effets ayant des conséquencesimportantes pour la société.

Les risques potentiels du nucléaire doiventêtre appréciés en regard des besoins d’énergiecroissants de la société. Si l’on examine les risquespotentiels des différentes formes d’énergie, onconstate que l’énergie nucléaire fait peser moinsde risques sur l’environnement et sur la santépublique que les combustibles fossiles (voirfigure 9.6).

Si l’on élargit la perspective, il faut aussis’intéresser aux risques moins tangibles commeun recours excessif à des combustibles fossilesimportés de pays lointains, avec les risques de criseéconomique majeure qui résulteraient d’uneinterruption des approvisionnements. Par ailleurs,les énergies fossiles, que l’on soupçonne de plus enplus de contribuer au réchauffement de la planète,pourraient avoir de graves conséquences dansplusieurs siècles, comme l’évacuation de certainesvilles côtières à cause du relèvement du niveau dela mer.

Les installations nucléaires, quelles qu’ellessoient, figurent au nombre des multiples ciblespotentielles d’attaques terroristes. Contrairementà beaucoup d’autres activités industrielles, lescentrales nucléaires prennent des mesures activespour prévenir cette menace, même si la sécuritéabsolue ne peut jamais être garantie. Il est trèsdifficile de quantifier ou même de décrire lesrisques de cette nature, mais les centralesnucléaires ne sont pas des cibles très attirantes et« payantes » pour une attaque terroriste à causede leur solidité intrinsèque, de leurs systèmes desauvegarde intégrés, de leurs forces de sécurité etde leurs lieux d’implantation généralement isolés.

83

0,0 0,1 0,2 0,3 0,4

Nucléaire

Charbon

Années de vie perdues (AVP)/GWh

Pétrole

Gaz

Particules (0,138 YOLL/t)

NOx (0,130 AVP/t)

Cancers (après 100 ans)Cancers (avant 100 ans)

SO2 (0,085 AVP/t)

Figure 9.6Comparaison des risques pour la santé entre systèmes énergétiques

Source : « Évaluation comparative des émissions provenant des systèmes énergétiques », Bulletin del’AIEA, 41/1/1999.



Voir les références aux thèmes ci-dessous dans la rubrique« Pour compléter votre information » à la fin de l’ouvrage pourobtenir des informations plus détaillées sur :● Projections de la demande mondiale d’énergie, voir 1.4, 9.1

et 9.2.● Projections des ressources et de la demande d’uranium,

voir 9.3.● L’énergie nucléaire et le développement durable, voir 9.4

et 9.5.● Le rôle de l’énergie nucléaire face au changement

climatique, voir 9.6 et 9.7.● Les grands impacts de l’énergie nucléaire, voir 9.8.● Les retombées technologiques des activités nucléaires,

voir 9.9.● La formation et l’offre de personnel qualifié, voir 9.10.

84

Enfin, seuls les individus sont à même de jugerdans quelle mesure certains risques particuliers lespréoccupent. Les statistiques comparatives sur lesrisques ne peuvent donc avoir qu’un intérêt limité.Elles permettent néanmoins de relativiser et ellesnous rappellent que le risque fait partie intégrantede la vie et que tous les modes de productiond’électricité disponibles comportent des risques.

La dimension sociale du développement durablene peut donc être appréhendée qu’en répondantaux préoccupations de la population et engagnant sa confiance. À cet effet, il sera importantde faire en sorte que le public puisse mettre lesquestions sociales, éthiques et politiques soulevéespar le nucléaire en perspective avec les questions

différentes, mais pas tout à fait dissemblables,soulevées par les autres modes de productiond’électricité.

En général, à travers le filtre des troisdimensions du développement durable, l’énergienucléaire paraît offrir le potentiel pour satisfaireune part importante des futurs besoins d’énergiemondiaux tout en répondant à nombre d’objectifsdu développement durable. Les arbitragespolitiques entre ces trois dimensions ne seront pasles mêmes dans tous les pays et ils influeront surles décisions et sur les moyens mis en œuvre pourrépondre aux préoccupations de la population etpour gagner sa confiance.


À la fin de l’an 2000, la puissance nucléaireinstallée dans le monde assurait environ 17 % dela production mondiale d’électricité. À vrai dire,cette capacité était déjà installée en 1990 (voirfigure 1.1). Depuis lors, quelques unités nouvellesont été mises en service, mais d’autres ont étédéclassées à cause du vieillissement du parc, si bienque l’apport net est minime. Selon les prévisions de

développement du parc nucléaire établies par lesgouvernements, la puissance installée devrait resterà peu près stable jusqu’à l’horizon 2020 et peut-être même au-delà, les projections s’établissantentre 334 et 466 GWe contre une puissanceinstallée de 362 GWe à l’heure actuelle. Lafigure 10.1 montre cependant les importantesdisparités régionales incluses dans ces projections.

85

Avenir de l’énergie nucléaire

L’avenir de l’énergie nucléaire dépend de l’interaction de quatre facteurs –croissance de la demande d’énergie, compétitivité économique par rapport aux

autres sources d’énergie, considérations environnementales et attitude etperception du public.

Selon que ces facteurs évolueront favorablement et selon le rythme du progrèstechnique, l’énergie nucléaire pourrait connaître beaucoup d’applications nouvelleset élargies, dont la production d’hydrogène, le dessalement de l’eau de mer et une

production accrue d’isotopes à des fins médicales.

La recherche se poursuit activement pour développer ces applications possibles etpour améliorer les performances des systèmes d’énergie nucléaire actuels.

Chapitre 10

MWe140 000

120 000

Europe de l'ouest et Scandinavie

Amérique du nord

Extrême-Orient

Europe centrale, orientale et du sud-est

Autres

100 000

80 000

60 000

40 000

20 000

2000 2005 2010 2015 20200

140 000

120 000

100 000

80 000

60 000

40 000

20 000

0

Amérique du nord

Figure 10.1 : Estimation de la puissance nucléaire installéeà l’horizon 2020 (projections hautes et basses)

Source : AEN. Uranium 2001 : Ressources, production et demande (Paris : OCDE, 2002).


En Europe de l’ouest, ce n’est qu’une question detemps avant que ne s’amorce une diminutionprogressive de la puissance installée, étant donnéles tendances actuelles et malgré l’allongement dela durée de vie du parc. Inversement, en Extrême-Orient, la croissance du parc nucléaire est forteet elle devrait se poursuivre si l’on considère quela Chine, la République de Corée et le Japonconstruisent de nombreuses centrales. En Europede l’est, notamment en Russie et en Ukraine, lacroissance est également forte bien que lesdéclassements d’unités anciennes programmésdans d’autres pays compenseront ces apports.En Amérique du nord, les perspectives sontdifficiles à appréhender parce qu’une réévaluationmajeure de l’énergie nucléaire est en cours etses résultats sont incertains.

Pour les raisons déjà exposées dans cet ouvrage,l’avenir du nucléaire dépend de facteurs trèsdifficiles à prévoir, comme l’attitude du public.Si l’équation à résoudre se limitait aux facteurséconomiques, l’attitude actuelle du public restantinchangée, les coûts d’investissement élevés et lescoûts d’exploitation bas caractéristiques del’industrie nucléaire pourraient conduire, sur unmarché déréglementé et très compétitif, àexploiter rentablement les installations existantesjusqu’à la fin de leur durée de vie et à ne pas lesremplacer ensuite. Cependant, la croissance de lademande mondiale d’énergie appellera à prendredes décisions de construction de nouvellescentrales et ce scénario pourra être favorable oudéfavorable au nucléaire en fonction des élémentssuivants :● les critères environnementaux, selon que

l’énergie nucléaire sera jugée plus ou moinsintéressante pour tenir les objectifs deréduction des gaz à effet de serre ;

● les considérations sur la sécuritéd’approvisionnement en combustibles ;

● les considérations sur la prolifération des armesnucléaires ;

● la compétitivité économique du nucléaire parrapport aux autres sources d’énergie, dont lesénergies « renouvelables » ;

● l’attitude du public à l’égard de la sûreténucléaire et des propositions de programmesde stockage des déchets ;

● l’impact des nouvelles technologies sur lacompétitivité relative des différentes sourcesd’énergie.

Autres applicationsde l’énergie nucléaire

Jusqu’à présent, l’énergie nucléaire a servipresque uniquement à produire de l’électricité. Ilexiste d’autres applications potentielles et l’avenirdu nucléaire dépendra aussi du développement deces nouvelles applications.

Production d’hydrogène

L’hydrogène est déjà un produit industrielimportant et sa consommation mondiale est del’ordre de 45 millions de tonnes par an. Il estprincipalement utilisé dans l’industrie chimique,dans la production d’engrais et dans le raffinagedu pétrole, secteur dans lequel sa demande estappelée à croître sensiblement au fur et à mesureque les réserves de pétrole de haute qualitédiminueront et que les exigences de pureté descombustibles et carburants augmenteront.

L’hydrogène a aussi un fort potentiel commecombustible « propre ». Beaucoup de travaux derecherche sont menés actuellement pour étudierla possibilité de substituer l’hydrogène auxhydrocarbures dans les véhicules motorisés – quiconstituent le secteur dans lequel la demanded’énergie mondiale croît le plus vite. Si ces travauxaboutissaient, la demande d’hydrogène exploserait.Cependant, les techniques actuelles de productiond’hydrogène reposent sur le gaz naturel qui émetlui-même du carbone. Avant que l’hydrogènene réussisse l’épreuve de la « durabilité » etindépendamment de son caractère inépuisable,il faudra mettre au point des méthodes pluséconomiques de production directe à partir del’eau, donc en s’affranchissant des hydrocarbures.

L’énergie nucléaire pourrait devenir une sourced’hydrogène « durable » soit en fournissant lachaleur à haute température requise, soit enpassant par le biais de l’électricité. Le rapport del’AEN sur La production nucléaire d’hydrogène(2001) concluait que :

La production nucléaire d’hydrogènepourrait contribuer grandement à l’offremondiale d’énergie au 21ème siècle. Laproduction d’hydrogène par craquage del’eau ou par conversion de combustiblesfossiles à partir d’énergie d’origine nucléaireest faisable techniquement et pourraitprocurer de l’énergie tout en diminuant laproduction mondiale de gaz à effet de serre.

86

Où serontconstruites les

futures centralesnucléaires ?

● En janvier 2003,on comptait

32 réacteurs enconstruction dans

10 pays : Inde (8),Chine (6),

République deCorée (4),

Ukraine (4),Japon (3),

Républiqueslovaque (2),

Russie (2),Argentine (1),

Républiqueislamique

d’Iran (1) etRoumanie (1).

● Il y a 26 réacteursqui ont fait l’objet

d’engagementsfermes ou dont la

construction estprévue dans lespays de l’OCDE,

dont 24 au Japonet en République

de Corée.● Par un vote deson parlement le

24 mai 2002,la Finlande est

devenue lepremier pays

d’Europe de l’ouestà autoriser

la constructiond’une centrale

nucléaire depuisplus de dix ans.

● Même si aucunengagement n’a

été formaliséà ce jour, les

États-Unis étudientavec les entreprises

d’électricitédes projets de

nouvelles centralesnucléaires dont la

constructiondevrait commencer

avant 2005.● Inversement,

l’Allemagne et laBelgique ont

décidé de sortirprogressivement

du nucléaire.


Plusieurs types de réacteurs à hautetempérature pourraient fournir les températuresde l’ordre de 1 000°C nécessaires pour produiredirectement de l’hydrogène, comme les réacteursrefroidis par gaz ou par métaux liquides. Beaucoupde pays et plusieurs agences internationalescomme l’AEN et l’AIEA procèdent à des travauxde recherche et de développement portant surl’utilisation du nucléaire pour la productiond’hydrogène. Tous suivent et encouragent cetteimportante application éventuelle du nucléairedans le futur.

Dessalement de l’eau de mer

La vie n’est pas possible sans eau douce debonne qualité. Dans beaucoup de régions dumonde, en particulier en Afrique, en Asie et auMoyen-Orient, il est de plus en plus difficile desatisfaire les besoins croissants de l’agriculture,de l’industrie, du développement urbain et despopulations en expansion.

La purification de l’eau de mer exigeénormément d’énergie thermique et des usinesde dessalement nucléaires fonctionnent déjàau Japon et aux États-Unis. Ces unités procurentessentiellement de l’eau douce pour les besoinspropres du site plutôt que pour la consommationde masse. Néanmoins, elles ont démontré qu’avecla croissance de la demande de dessalement d’eaude mer l’énergie nucléaire pouvait devenir unealternative viable aux combustibles fossiles pourla production de chaleur nécessaire. L’Argentine, laChine, l’Inde, le Maroc, le Pakistan, la Républiquede Corée et la Russie ont manifesté leur intérêtpour cette application de l’énergie nucléaire.

Chaleur industrielle et chauffageurbain

L’utilisation de réacteurs pour produire de l’eauchaude ou de la chaleur destinée à des processusindustriels ou au chauffage urbain – généralementen combinaison avec la production d’électricitémais pas forcément – est une application del’énergie nucléaire qui existe depuis l’origineet qui pourrait se développer dans l’avenir.L’Allemagne, la Bulgarie, le Canada, la Chine, lesÉtats-Unis, la Hongrie, le Japon, le Kazakhstan,la République slovaque, la Russie, la Suisse etl’Ukraine ont accumulé une grande expériencedans ce domaine. Environ 1 % de la chaleur

produite par les réacteurs nucléaires dans le mondeest utilisée sous cette forme et le développementde réacteurs de petite ou moyenne puissancespécialement conçus pour produire de la chaleurpourrait stimuler la croissance de l’industrienucléaire. La Chine et la Russie poursuivent cettevoie.

Production d’isotopes

Les isotopes, radioactifs ou stables, sontbeaucoup utilisés, en particulier en médecine,dans l’industrie, dans l’agriculture, dansl’agroalimentaire et dans la recherche. En 2000,plus de 70 réacteurs de recherche et de puissanceimplantés dans plus de 60 pays produisaient desisotopes.

Les isotopes n’ont aucun substitut dans denombreuses applications et ils sont plusefficaces et moins chers que leurs substituts dansla plupart des autres cas. Jusqu’à présent, ilsétaient surtout des sous-produits de la recherche,mais des réacteurs spécialement conçus pour laproduction d’isotopes sont désormais en projetou en construction. Un aperçu d’applicationsreprésentatives illustrera l’importance des isotopeset leur diversité.

Applications médicalesIl y a plus de trente ans que les isotopes sont

utilisés couramment en médecine. Aujourd’hui, ilssont utilisés annuellement dans plus de 30 millionsde protocoles médicaux importants dans le mondeentier. Ils servent à détecter des tumeurs et touteune gamme d’affections diverses (dont des troublescardiaques) grâce à l’imagerie de diagnostic par

87

Au début du21ème siècle, plus de1,2 milliard d’êtreshumains n’ont pasaccès à une eaupotable de bonnequalité.Déclarationministérielle,Conférenceinternationale surl’eau douce, Bonn,décembre 2001.

Exemple d’imageriemédicale se servantde la tomographie

par émission depositrons (TEP).


caméra gamma. L’isotope le plus utilisé à cet effetest le technétium-99 qui est produit en réacteurs.

En thérapie, l’implantation de sourcesradioactives scellées (brachythérapie) est utiliséepour traiter les cancers du col de l’utérus, del’utérus, du sein, des poumons, du pancréas,de la prostate et de l’œsophage. Les isotopes lesplus utilisés à cet effet sont l’iode (125I) et lepalladium (103Pd) produits en réacteurs.

Agriculture et industrieL’industrie est un gros utilisateur d’isotopes,

principalement dans l’instrumentation et dansles équipements de processus. Les applicationscomprennent l’instrumentation d’analyse etde sécurité, la mesure de la pollution, la mesurede grandeurs physiques, l’irradiation des alimentset les contrôles non destructifs. L’irradiation desaliments a fait ses preuves pour les épices, lesfruits, les grains, la viande, le poisson et la chairde poulet. L’Organisation mondiale de la santé(OMS), l’Organisation des Nations Unies pourl’alimentation et l’agriculture (FAO) et la Food andDrug Administration des États-Unis sont favorablesà cette utilisation des isotopes et un nombrecroissant de pays l’autorisent pour améliorer lasécurité et la valeur nutritionnelle des aliments.

Tendances d’évolution de l’utilisationdes isotopes

Les tendances d’évolution de l’utilisation desisotopes sont difficiles à définir parce qu’ellesvarient selon les secteurs et les régions, certainsisotopes prenant le pas sur d’autres. Dans ledomaine médical en général, les applications semultiplient et l’utilisation des isotopes avec elles.Les tendances varient cependant en fonction desapplications. Ainsi, par exemple, on s’attend àun déclin progressif de la thérapie télécommandéeau cobalt et à un essor de la brachythérapie.Par ailleurs, le développement de nouvellesapplications, comme les soins palliatifs, accroît lademande d’isotopes déjà utilisés et de nouveauxisotopes.

Dans l’industrie en général, la demanded’isotopes est relativement stable. Toutefois, sil’irradiation des aliments se généralise, elle créeraune demande importante de cobalt radioactif.

Comme beaucoup d’isotopes peuvent êtreproduits dans des accélérateurs, il est difficilede prédire dans quelle mesure l’évolution de lademande d’isotopes créera un nouveau besoin decapacité de production en réacteurs.

88

Figure 10.2Diverses applications d’isotopes produits en réacteurs

Radiothérapie par sources scelléesLa brachythérapie est utilisée pour le

traitement des cancers dans quelque 3 000centres anticancéreux spécialisés et dans des

centaines de milliers de protocoles tous les ans.

Imagerie de diagnosticPlus de 20 000 caméras gamma, dont

environ 70 % à base de technétium (99Tc)produit en réacteurs, sont utilisées

dans le monde.

InstrumentationL’américium produit en réacteurs (241Am)

est couramment utilisé dans les détecteursde fumée dans le monde entier. Le

californium (252Cf) produit en réacteurs estutilisé dans des instruments servant à détecterdes explosifs et/ou des drogues illégales dans

les aéroports, les ports et les gares ferroviaires.

Irradiation des alimentsLe cobalt produit en réacteurs (60Co) est

l’isotope le plus utilisé pour l’irradiationdes aliments. Grâce à son pouvoir irradiantélevé, il réduit fortement la contamination

bactériologique et retarde l’altérationdes aliments.


Recherche et développement

La recherche-développement (R-D), qui a jouéun rôle central dans toutes les applications del’énergie nucléaire, est à l’origine de beaucoupde progrès majeurs de la connaissance humaine.Parmi les nombreux domaines d’intérêt de la R-D,trois thèmes prédominent aujourd’hui : lesréacteurs avancés et les cycles du combustible ;les traitements avancés des déchets ; l’améliorationde la sûreté d’exploitation. La recherche estmenée par des universitaires, les pouvoirs publics(dont les autorités de sûreté) et l’industrie,séparément ou en partenariat, l’accent étant missur la coopération internationale dans la R-Dnucléaire.

Réacteurs et cycles du combustibleavancés

La filière à eau légère est parvenue quasimentà maturité aujourd’hui. Dans un proche avenir,les nouveaux modèles de réacteurs en cours dedéveloppement représenteront une évolution desmodèles actuels qui vise à améliorer la sûreté,l’économie et la souplesse d’exploitation. Plusieursmodèles améliorés devraient être prêts pour uneexploitation industrielle à l’horizon 2015 ou avant :

● nouveaux modèles de réacteurs à eau bouillante(REB), notamment le réacteur à eau bouillanteavancé, dont deux exemplaires ont déjà étéconstruits au Japon, le réacteur REB 90+ etle réacteur à eau simplifié (RES) 1000 ;

● réacteurs à eau sous pression avancés, commel’AP600, déjà approuvé par les autorités desûreté aux États-Unis, et sa version pluspuissante (1 000 MWe) actuellement en coursd’examen par ces mêmes autorités, le réacteurà eau sous pression européen (EPR) et le« réacteur international innovant et sûr » (IRIS) ;

● modèles refroidis au gaz, dont le réacteurmodulaire à lit de boulets (PBMR) et le réacteurmodulaire à hélium et turbine à gaz.À long terme, l’accent sera mis sur des

technologies nucléaires et des cycles ducombustible plus innovants. Les modèles étudiéssont les réacteurs à métaux liquides, les réacteursà haute température, les réacteurs consommantdu thorium et les technologies de recyclageaméliorées pour mieux valoriser les réservesd’uranium et de plutonium. Ces technologiesavancées promettent d’améliorer fortement ladurabilité de l’énergie nucléaire. Les réacteurs àneutrons rapides, par exemple, peuvent en principeaméliorer l’efficacité de l’utilisation des ressourcesd’uranium par 50 (voir tableau 10.1).

89

Réacteur/cycle du combustible Années de production d’électricité

Ressources conventionnelles Ressources totalesd’uranium et de thorium d’uranium et de thorium

uniquement

Cycle du combustible actuel(eau ordinaire, à passage unique) 326 8 350

Cycle fermé(plutonium uniquement, un recyclage) 366 9 410

Réacteurs à eau ordinaire etréacteurs rapides avec recyclage 488 12 500

Réacteurs rapidesuniquement avec recyclage 10 000 250 000

Cycle avancé thorium/uraniumavec recyclage 17 000 35 500

Tableau 10.1Incidence du progrès technique sur la disponibilité des ressources1

1. Sur la base des statistiques de production mondiale d’électricité en 1999, extrait de Key World Energy Statistics(Paris : AIE, 2001).

Source : « Ressources en énergie nucléaire : pour combien de temps ? », AEN Infos, n° 20.2 (2002).


90

Deux projets internationaux importants, décritsci-après, visent à faire progresser les systèmesreposant sur l’énergie nucléaire et les cycles ducombustible.

Forum international « Génération IV »Ce forum, qui a été lancé à la fin de 2000, est

un projet commun des gouvernements intéressés,de l’industrie et du milieu de la recherche pourmettre au point et démontrer un ou plusieurssystèmes nucléaires avancés susceptibles d’êtredéployés industriellement avant 2030 (systèmesnucléaires de « quatrième génération »). Il s’agitde proposer des systèmes de productionélectronucléaire plus économiques, plus sûrs, plusfiables, plus durables et plus résistants face auxrisques de prolifération nucléaire et d’agression. Audébut de 2003, les pays associés à ce projet étaientl’Afrique du Sud, l’Argentine, le Brésil, le Canada,les États-Unis, la France, le Japon, la République deCorée, le Royaume-Uni et la Suisse.

En octobre 2002, six modèles de systèmesnucléaires ont été sélectionnés pour cette R-Den coopération : un réacteur rapide refroidi ausodium, un réacteur à très haute température, unréacteur à eau supercritique, un réacteur rapiderefroidi avec un alliage de plomb, un réacteurrapide refroidi au gaz et un réacteur à sels fondus.À une exception près, tous ces modèles fontintervenir le recyclage du combustible usé.

Projet international sur les réacteursnucléaires et les cycles du combustibleinnovants (INPRO)

Cette coopération internationale, dontl’initiative revient à l’AIEA, a été lancée en 2001avec pour objectif déclaré de favoriser uneutilisation de la technologie nucléaire sûre,durable, économique et résistante face aux risquesde prolifération afin de satisfaire les besoinsmondiaux d’énergie du 21ème siècle. Au début de2002, les membres participants étaient laCommission européenne, l’Allemagne, l’Argentine,le Canada, la Chine, l’Espagne, l’Inde, les Pays-Bas,la Russie, la Suisse et la Turquie.

Traitement avancé des déchets

Le processus de séparation/transmutationconstitue une approche nouvelle qui offre lapossibilité de changer la nature des déchetsnécessitant un stockage géologique. Il s’agit deprovoquer la transmutation des radionucléidesà vie longue en radionucléides à vie courte parcapture de neutrons ou par fission et d’éliminerainsi la partie des déchets de haute activité quicontribuent le plus à la production de chaleur età la radioactivité. Ce processus permet donc deramener de plusieurs milliers à plusieurs centainesd’années la période pendant laquelle les déchetsdoivent être confinés – c’est-à-dire de revenir à

Projets de R-D del’AEN sur la sûreté

nucléaire (à la datede janvier 2003) :

Le Projet CABRI-boucle à eau étudie

l’aptitude ducombustible à taux

de combustion élevéà résister à des pics

de puissanceimportants.

Le Projet FIRE vise àaméliorer la

connaissance desincendies dans un

environnementnucléaire.

Le Projet du réacteurde Halden réalisedes expériences

pour améliorer lescombustibles et

la sûreté defonctionnement.

L’échangeinternational dedonnées sur les

défaillances de causecommune vise à

améliorer laconnaissance des

composantsimportants des

systèmes desauvegarde.

Le Projet MASCAétudie le

comportement de lacuve du réacteur

pendant un accidentgrave.

Le Projet surl’interaction entre

béton et combustibleen fusion (MCCI)

étudie desphénomènes en casde fusion du cœur.

Le Projet OCDEd’échange de

données sur lesdéfaillances de

tuyauteries (OPDE)étudie les causes à labase des défaillances

de tuyauteries.

Le Projet SETH portesur des expériences

de gestion desaccidents nucléaires.

Vue de la cuve cylindrique del’installation Rasplav lors de sapréparation pour le programmed’essais MASCA.


91

des échelles compatibles avec l’expériencehumaine et de réduire ainsi l’incertitude desprévisions de performances des sites de stockage.Cependant, pour atteindre cet objectif, il fauttransformer suffisamment d’isotopes à vie longue,ce qui exige beaucoup d’étapes de séparation etde transmutation et un cycle fermé complètementmaîtrisé. C’est pourquoi les solutions de ce typerelèvent du très long terme.

Les approches de la séparation/transmutationqui sont explorées varient selon les politiques etles pratiques de chaque pays en matière de cycledu combustible, mais elles sont suffisammentsimilaires pour encourager la coopération. Lesgrandes lignes de la recherche dans ce domainesont les technologies de séparation avancées,de façon à mieux isoler les produits de fissionet les transuraniens du combustible usé, etl’utilisation de systèmes de transmutation à partird’accélérateurs et de réacteurs.

Nombre de pays, dont la Belgique, la Chine,les États-Unis, la France, l’Italie et la Russie,s’intéressent à ces domaines de recherche. LaCommission européenne, les États-Unis, la France,le Japon et la République de Corée mettent enplace des projets de coopération à petite échelle.

R-D sur la sûreté nucléaire

Indépendamment de la R-D visant à faireprogresser les technologies nucléaires, il ya toujours eu et il continue d’y avoir desprogrammes nationaux et internationaux quiont pour objet d’améliorer la sûreté d’exploitationdes centrales nucléaires. Au niveau international,l’AEN gère plusieurs projets de recherche, commele Projet du réacteur de Halden en Norvège. Ceprojet, qui existe depuis plus de 40 ans, estsoutenu par une centaine d’organisations dans20 pays. La recherche porte notamment surles combustibles et les matériaux, l’améliorationdes performances des centrales et la sûretéd’exploitation.

Autres travaux de R-D internationaux

À travers la Commission européenne et sonCentre commun de recherche (CCR), l’Unioneuropéenne parraine et mène de nombreuxtravaux de recherche pour soutenir lesprogrammes de ses États membres. Quatre dessept instituts communs de recherche mènent

des travaux sur l’énergie nucléaire. L’Institut desmesures et matériaux de référence (IRMM) de Geelen Belgique mesure les réactions des neutrons avecla matière et les sections efficaces à hauterésolution. L’Institut des transuraniens (ITU) deKarlsruhe en Allemagne mène des travaux derecherche sur l’immunothérapie alpha, lesactinides, la sûreté du combustible nucléaire,la caractérisation du combustible usé, ainsi quela séparation/ transmutation. L’Institut de l’énergie(IE) de Petten aux Pays-Bas mène des recherchessur la sûreté nucléaire, le développement denouveaux systèmes nucléaires et la médecinenucléaire. Enfin, l’Institut pour la protection et lasécurité des citoyens (IPSC) d’Ispra en Italie mènedes recherches sur la non-prolifération et lesgaranties nucléaires.

L’AIEA parraine d’autres travaux de R-Dnucléaire par le biais de son Programme derecherche coordonné sur l’énergie nucléaire,la sûreté des déchets nucléaires, la technologiedes déchets et les garanties.


Voir les références aux thèmes ci-dessous dans la rubrique« Pour compléter votre information » à la fin de l’ouvrage pourobtenir des informations plus détaillées sur :● Projections de la puissance nucléaire installée, des

ressources d’uranium et de la demande, voir 1.1 et 9.3.● L’hydrogène, vecteur d’énergie, et l’énergie nucléaire, source

d’hydrogène, voir 10.1 à 10.4.● Autres applications de l’énergie nucléaire comme le

dessalement de l’eau de mer et la production de chaleurindustrielle, voir 10.4.

● Production et utilisation d’isotopes, voir 10.5.● Types de réacteurs avancés, voir 10.6 à 10.8.● Programmes internationaux de recherche sur l’énergie

nucléaire dont le Forum international « Génération IV » etle Projet international sur les réacteurs nucléaires et lescycles du combustible innovants (INPRO), et autres liensintéressants, voir 10.9 et 10.10.

● Traitement avancé des déchets de haute activité, voir 10.11.

La séparation estl’extraction desélémentsindésirables(actinides mineurs etproduits de fissionà vie longue)contenus dans lecombustible usé.

La transmutation estla transformationd’un élémentchimique en unautre par capturede neutrons ou parfission. Ce processuspeut être utilisépour transformerles élémentsindésirables enéléments stablesou à vie courte.


92


93

Conclusions

L’énergie nucléaire est une énergie techniquement complexe qui occupe une place à part parmiles différentes sources d’énergie pour de multiples raisons. Dans sa forme actuelle, elle présente lebilan suivant :

● C’est une source d’énergie importante qui assure environ 17 % de la production mondialed’électricité.

● La grande majorité des réacteurs utilisent de l’eau ordinaire comme réfrigérant et modérateur,de l’uranium comme combustible et un cycle du combustible à passage unique (cycle ouvert).

● Le stockage final des déchets de faible et de moyenne activité est une technologie maturemais le stockage final des déchets de haute activité n’est pas encore pratiqué, principalement àcause de l’opposition des populations, bien que des progrès dans la mise en œuvre de solutionscommencent à être enregistrés.

● Le développement de l’énergie nucléaire est subordonné à un très haut niveau de sûreté, maisle risque zéro n’existe pas.

● Un système efficace de protection contre les rayonnements reposant sur les principes dejustification, d’optimisation et de limitation est en place.

● Les centrales nucléaires actuelles sont généralement compétitives, même sur les marchésdéréglementés, mais les décisions de création de nouvelles unités peuvent obéir à des critèrespolitiques.

● Un cadre composé des législations nationales et d’accords internationaux organise presque tousles aspects de l’utilisation de l’énergie nucléaire, mettant en évidence une implication despouvoirs publics plus forte que pour les autres formes d’énergie.

● L’énergie nucléaire présente certains avantages par rapport aux autres formes d’énergie, commeune production d’électricité exempte d’émission de carbone et de pollution atmosphérique, etla sécurité d’approvisionnement.

● Les efforts se poursuivent pour faire progresser la technologie de façon évolutive ou pourmettre au point des techniques révolutionnaires afin de développer de nouvelles applications etd’améliorer les performances des systèmes actuels.

À la lumière de ces caractéristiques, l’énergie nucléaire se trouve en quelque sorte à uncarrefour à l’aube du deuxième siècle nucléaire parce que les pouvoirs publics, le public etl’industrie la soumettent à un examen approfondi. Les décideurs s’interrogent sur la façon de faireface à la croissance continue de la demande mondiale d’énergie tout en réduisant au minimuml’impact de la production d’énergie sur l’environnement. Leurs décisions devront intégrer l’attitudedu public, le coût et la compétitivité des différentes formes d’énergie ainsi que divers objectifspolitiques tels que la sécurité d’approvisionnement et la non-prolifération. Les perspectivesd’avenir de l’énergie nucléaire dépendront in fine de la façon dont seront résolus les antagonismesentre ces facteurs parfois conflictuels. La rapidité avec laquelle l’état de l’art enregistrera desprogrès prometteurs susceptibles d’influencer les décisions jouera aussi un rôle important.

Si l’on ne peut pas démontrer de façon convaincante que l’énergie nucléaire est une énergiesûre et compétitive sur le plan économique et que des solutions acceptables existent pour traiterses déchets, il est probable que l’on assistera au déclin, d’abord lent, de cette forme d’énergie.Au contraire, si l’on peut démontrer, en emportant l’adhésion du public, que l’énergie nucléaireapporte des réponses à ces questions, le nucléaire connaîtra vraisemblablement un nouvel essorimportant.


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Glossaire

Glossaire

AAccidents de dimensionnement (ou de référence)

Ensemble de conditions et d’événements (rupture de tuyauterie, défaillance de pompe primaire, parexemple) pris en compte explicitement dans la conception d’une installation nucléaire, de manière à ceque l’installation soit capable de leur résister sans dépasser les limites réglementaires autorisées. Lacapacité à résister aux accidents de dimensionnement présuppose le fonctionnement des équipements desûreté.

ALARA (niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre)Acronyme correspondant à l’expression anglaise « as low as reasonably achievable ». Principe consistantà ne ménager aucun effort raisonnable afin de réduire l’exposition aux rayonnements ionisants à unniveau se situant aussi en dessous que possible des limites de dose réglementaires ou légales, compte tenudes considérations économiques et sociales.

Analyse probabiliste de sûreté (APS)L’APS est un type d’analyse de sûreté qui utilise des techniques probabilistes d’évaluation des risques aussibien au cours de la conception que de l’exploitation d’une centrale nucléaire, afin d’analyser le risqueglobal. En considérant un ensemble complet d’événements potentiels avec leurs probabilités etconséquences respectives, il est possible de déterminer le risque global afférent à un incident ou accidentnucléaire. Pour une centrale nucléaire, ce risque est indiqué en termes de fréquence de fusion du cœur oude fréquence d’un important rejet radioactif. Pour les centrales existantes, une valeur inférieure à environ1x10-4 par an pour la probabilité d’un dommage au cœur est généralement admise, alors que pour lesnouveaux modèles elle devrait même être inférieure à 1x10-5 par an. La pratique courante est deconsidérer d’une façon générale les résultats calculés comme des objectifs plutôt que comme des valeursabsolues qui serviraient à justifier une acceptation ou un refus réglementaire.

AppauvriVoir uranium appauvri.

Approche déterministe de la sûretéL’approche déterministe de la sûreté est une méthode d’évaluation de la sûreté d’une centrale nucléairequi utilise un ensemble déterminé d’événements initiateurs, les « événements de référence ». Cesévénements sont choisis de manière à couvrir un éventail réaliste d’événements initiateurs susceptibles deremettre en question la sûreté de la centrale. Il s’agit, par exemple, des accidents de perte de réfrigérant,de l’éjection de barres de commande (dans le cas d’un REP), de la chute de barres de commande (dans lecas d’un REB) ou de la rupture d’une tuyauterie de vapeur. On a recours à l’analyse technique pour prévoirla réponse de la centrale et de ses systèmes de sauvegarde aux événements de référence et pour vérifierque cette réponse demeure dans les limites réglementaires prescrites.

Arrêt d’urgenceArrêt brusque d’un réacteur nucléaire.


B.

Barres de commandeLes barres de commande sont constituées de matières « neutrophages », c’est-à-dire qui absorbent lesneutrons, comme le bore, l’argent, l’indium, le cadmium et le hafnium. Elles sont introduites dans leréacteur pour réduire le nombre de neutrons et donc arrêter le processus de fission si nécessaire ou, encours d’exploitation, pour réguler le niveau et la distribution spatiale de la puissance dans le réacteur.

BecquerelUnité de mesure SI de la radioactivité égale à une désintégration d’atome par seconde. Cette unité étanttrès petite, le gigabecquerel (GBq) ou le térabecquerel (TBq) sont les unités les plus usitées.

CCaloporteur

Un caloporteur absorbe et extrait la chaleur produite par fission nucléaire et maintient la température ducombustible dans des limites acceptables. La chaleur absorbée sert à entraîner les groupes turbo-alternateurs qui produisent l’électricité. Si l’on utilise de l’eau comme caloporteur, la vapeur produite peutêtre directement transférée aux turbines ; on peut aussi la faire passer (ou tout autre caloporteur) dans unéchangeur de chaleur qui en extrait la chaleur pour produire de la vapeur. Parmi les autres fluidescaloporteurs possibles figurent des gaz comme l’hélium, des métaux liquides comme le sodium ou le plomb.Un caloporteur peut aussi servir de modérateur. L’eau assure cette double fonction dans la plupart desréacteurs.

CANDUVoir réacteur CANDU.

Coefficient de disponibilité en énergieLe coefficient de disponibilité en énergie donne une mesure des performances d’exploitation d’un réacteurnucléaire. Il s’exprime en pourcentage de la production maximale d’énergie qu’un réacteur est capable defournir au réseau électrique.

CombustiblePar combustible, on entend la matière qui par fission dans un réacteur libère de l’énergie. Les réacteursutilisent pour la plupart du dioxyde d’uranium comme combustible. Le combustible des réacteursindustriels renferme en général 2 à 5 % d’uranium-235 (235U) contre 0,711 % dans la nature ; il est ditenrichi en 235U. Le reste du combustible, normalement constitué d’uranium-238 (238U), ne subit une fissionque s’il est heurté par des neutrons rapides ; mais s’il capture des neutrons, il subit une désintégration etse transforme progressivement en plutonium-239 (239Pu). Cette matière fissile est capable de subir unefission sous l’impact de neutrons thermiques ou rapides, et sa contribution à la production d’énergie ducombustible augmente progressivement jusqu’à ce qu’elle représente près de 30 %. D’ordinaire, le dioxyded’uranium est chauffé et comprimé de manière à produire des pastilles cylindriques de la dimension dedés. Ces pastilles sont empilées dans des tubes métalliques creux (crayons combustibles) qui sont ensuitemis en faisceaux pour constituer des assemblages combustibles. Plus de 730 assemblages combustibles,renfermant quelque 46000 crayons combustibles constituent le combustible d’un réacteur à eau bouillantede modèle courant. Environ 10 % des réacteurs en exploitation dans le monde ont été autorisés à utiliserun combustible à mélange d’oxydes (MOX) – mélange de dioxyde d’uranium et de dioxyde de plutonium.Le dioxyde de plutonium est principalement le résultat du recyclage commercial du combustible usé,bien que la Russie et les États-Unis projettent d’utiliser du plutonium provenant des ogives nucléairesexcédentaires. Le procédé de production du combustible MOX est analogue à celui décrit pour lescombustibles à dioxyde d’uranium. Parmi les autres combustibles nucléaires possibles figurent le thorium,qui est une matière fertile, laquelle produit du 233U fissile après absorption de neutron et transmutation,les sels d’uranium qui peuvent être utilisés dans des réacteurs à métal liquide et d’autres formes d’uranium,telles que les nitrures ou les carbures d’uranium.

96


Combustible à oxydes mixtes (MOX)

MOX est l’abréviation correspondant à l’expression anglaise « mixed-oxide fuel », combustible destiné auxcentrales nucléaires et constitué d’un mélange d’oxyde d’uranium naturel ou appauvri et d’oxyde deplutonium.

Combustible nucléaire usé (CNU)

Combustible qui a été irradié dans un réacteur nucléaire, et en a ensuite été définitivement retiré.

Concentration

Voir traitement du minerai.

Conversion

Procédé chimique utilisé pour transformer l’oxyde d’uranium sous forme solide reçu d’une usine detraitement de l’uranium en hexafluorure d’uranium volatil, qui est gazeux à certaines températures etpressions et qui se prête donc au processus d’enrichissement.

Coûts externes

Par coûts externes, on entend des coûts qui sont imposés à la société et à l’environnement, non pris encompte dans les coûts à la charge des producteurs et des consommateurs, et omis lors du calcul des prixdu marché. Dans le cas de la production d’énergie, il s’agit généralement du stockage des déchets, desincidences sur l’environnement ou des effets sur la santé de la population.

Criticité

État d’un réacteur nucléaire lorsque le nombre de neutrons créés par fission est suffisant pour compenserceux qui sont perdus par fuite ou par absorption, de manière à ce que le nombre de neutrons produitsintervenant dans la fission demeure constant.

Cycle du combustible

Ensemble des étapes intervenant dans la production, l’utilisation et le traitement du combustible desréacteurs nucléaires. Cela inclut l’extraction et la concentration de l’uranium, sa conversion, sonenrichissement, la fabrication des éléments combustibles, leur utilisation dans un réacteur, le retraitementet le stockage des déchets. Les étapes précises déterminant un cycle de combustible sont tributaires d’uncertain nombre de facteurs technologiques, économiques et sociaux. Au début de l’ère nucléaire, onescomptait que les réacteurs surgénérateurs rapides deviendraient la filière prédominante et qu’il existeraitun cycle du combustible fondé sur le plutonium. Ainsi, les processus de production et de gestion ducombustible nucléaire seraient cycliques au sens où le combustible serait recyclé indéfiniment. Le termesurvit en tant que nomenclature des procédés utilisés pour produire et gérer le combustible nucléaire,même si dans le cycle du combustible « à passage unique » (cycle ouvert), il n’y a pas du tout de recyclageet si l’actuel cycle du combustible « fermé » n’a que partiellement recours au recyclage.

Cycle du combustible à passage unique (ou cycle ouvert)

Cycle du combustible dans lequel le combustible usé n’est pas recyclé. Une fois retiré du réacteur, le combus-tible usé est conditionné et entreposé jusqu’à ce qu’un dépôt permettant de le stocker définitivementdevienne disponible.

Cycle du combustible fermé

Cycle du combustible dans lequel le combustible usé est retraité en vue de recycler les matières fissiles nonutilisées. Une fois retiré du réacteur, le combustible usé est traité chimiquement afin de récupérerl’uranium et le plutonium qui peuvent ensuite servir à fabriquer du nouveau combustible. Dans la pratiqueactuelle, seul le plutonium récupéré est recyclé afin de fabriquer du combustible MOX (combustible àmélange d’oxydes). En raison de l’accumulation d’isotopes du plutonium qui ne sont pas fissiles par lesneutrons thermiques d’un réacteur à eau ordinaire, et de l’accumulation d’autres isotopes indésirables, enparticulier le curium, le plutonium ne peut être recyclé que deux à trois fois avant de devoir être gérécomme un déchet, comme dans le cas du cycle ouvert. L’utilisation de matières fissiles recyclées dans unréacteur à neutrons rapides élimine cette limitation.

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DDéchets de faible activité (DFA)

Les déchets radioactifs sont normalement classés en un petit nombre de catégories afin de faciliterla réglementation de leur manutention, entreposage et stockage final, sur la base de la concentrationdes matières radioactives qu’ils renferment et du temps pendant lequel ils demeurent radioactifs. Lesdéfinitions des catégories diffèrent selon les pays. Toutefois, en général, les DFA sont un type de déchetsdont la manipulation n’exige pas de mesure notable de protection et, en raison de l’absence de radio-nucléides à vie longue, ils se prêtent à un stockage en surface ou à faible profondeur. Les DFA représententenviron 90 % du volume des déchets radioactifs produits chaque année dans le monde.

Déchets de haute activité (DHA)Les déchets radioactifs sont normalement classés en un petit nombre de catégories afin de faciliterla réglementation de leur manutention, entreposage et stockage final, sur la base de la concentrationdes matières radioactives qu’ils renferment et du temps pendant lequel ils demeurent radioactifs.Les définitions des catégories diffèrent selon les pays. Toutefois, en général, les DHA renferment desradionucléides à vie longue ayant une activité élevée, qui peuvent aussi produire de la chaleur. Ils sontd’ordinaire concentrés par les procédés de retraitement et solidifiés par vitrification de manière à produireune substance de type vitreux se prêtant à un entreposage et, à terme, au stockage final. Le combustiblenucléaire usé qui n’est pas retraité entre dans cette catégorie. Un stockage final dans des formationsgéologiques profondes est prévue pour ce type de déchets.

Déchets de moyenne activité (DMA)Les déchets radioactifs sont normalement classés en un petit nombre de catégories afin de faciliter laréglementation de leur manutention, entreposage et stockage final, sur la base de la concentration desmatières radioactives qu’ils renferment et du temps pendant lequel ils demeurent radioactifs. Lesdéfinitions des catégories diffèrent selon les pays. Toutefois, en général, les DMA exigent une protectionspécifique lors de leur manipulation et, selon leur teneur spécifique en radionucléides à vie longue, ilspeuvent nécessiter un stockage final dans des formations géologiques ou se prêter à un stockage en surfaceou à faible profondeur.

DéclassementMesures administratives et techniques prises afin de permettre la levée en totalité ou en partie descontrôles réglementaires auxquels une installation nucléaire est soumise. Le déclassement comported’ordinaire plusieurs étapes : la fermeture définitive de l’installation, sa décontamination et sondémantèlement, suivis de sa démolition et la libération du site.

Défense en profondeurDoctrine de conception et d’exploitation appliquée aux installations nucléaires, qui a recours à desbarrières multiples de protection pour prévenir et atténuer les conséquences des accidents. Elle utilise descontrôles administratifs et physiques, des barrières matérielles, des fonctions de sûreté redondantes et desmesures d’intervention d’urgence.

DeutériumIsotope stable de l’hydrogène dont le noyau comporte un proton et un neutron, contre un proton dans lenoyau de l’hydrogène ordinaire.

Directives des fournisseurs nucléairesLes directives des fournisseurs nucléaires sont un ensemble de principes et de listes de matières,équipements et produits susceptibles d’être utilisés pour concevoir, fabriquer et tester des armes nucléaires,qui a été élaboré par le Groupe des fournisseurs nucléaires. Deux ensembles de directives ont été élaborés :les directives applicables à l’exportation de matières, d’équipements et de technologies nucléaires et lesdirectives relatives aux transferts d’équipements et de matières nucléaires à double usage ainsi que detechnologies s’y rapportant.

Les principes régissant l’utilisation des directives sont les suivants :

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● Les fournisseurs ne devraient autoriser les transferts d’articles énumérés ou de la technologie yafférente que contre une assurance gouvernementale formelle des destinataires par laquelle cesderniers excluent expressément des utilisations qui aboutiraient à l’obtention d’un dispositif explosifnucléaire quelconque.

● Les fournisseurs ne devraient autoriser les transferts d’articles énumérés ou de la technologie yafférente que s’ils sont convaincus que ces transferts ne contribueront pas à la prolifération des armesnucléaires ou d’autres dispositifs nucléaires explosifs.

● Les fournisseurs ne devraient pas se satisfaire d’une assurance des destinataires s’ils disposentd’informations ou de preuves les amenant à croire qu’il existe un risque qu’un transfert contribue à laprolifération des armes nucléaires.

Disponibilité en énergie

Voir coefficient de disponibilité en énergie.

EEau lourde

Eau qui renferme notablement plus d’atomes de deutérium que l’eau ordinaire. Le deutérium est un isotopede l’hydrogène dont le noyau comporte un neutron et un proton contre un seul proton pour l’hydrogèneordinaire. L’eau lourde est utilisée comme caloporteur et modérateur dans les réacteurs à eau lourde souspression (RELP), car ses propriétés permettent d’utiliser de l’uranium naturel comme combustible. L’eaulourde représente moins de 0,1 % de l’eau présente dans la nature et doit être séparée et concentrée dansdes usines spécialisées pour pouvoir être utilisée dans des réacteurs nucléaires.

Échange d’ions

Procédé chimique qui, en liaison avec l’énergie nucléaire, est souvent utilisé dans l’épuration de l’eau ou letraitement des déchets radioactifs. On fait passer une solution de déchets contenant des ions indésirables(un atome ou groupe d’atomes doté d’une charge électrique résultant de l’adjonction ou de l’enlèvementd’un ou plusieurs électrons) sur un milieu échangeur d’ions dans lequel les ions à éliminer sont échangésavec des ions acides (H+) ou basiques (OH-), ce qui a pour effet de piéger les ions indésirables contenusdans ce milieu. D’ordinaire, le milieu échangeur d’ions est une résine granulaire. Au bout d’un certaintemps, la résine est saturée et elle doit être remplacée. Une résine saturée peut être recyclée ou éliminée.Une résine échangeuse d’ions concentre les déchets radioactifs et peut devenir hautement radioactive, sibien qu’elle doit alors faire l’objet d’une télémanipulation.

Effets déterministes

Par effets déterministes, on entend des effets dont on est sûr qu’ils se produiront (modificationsmesurables du sang, par exemple) dès lors que l’exposition au rayonnement dépasse le seuil fixé pour ceteffet. La gravité de l’effet est proportionnelle à l’exposition au dessus de ce seuil.

Effets stochastiques

Par effets stochastiques, on entend les effets (cancer ou leucémie, par exemple) dont la probabilitéd’occurrence est proportionnelle à la radioexposition subie.

Électron-volt

Unité d’énergie souvent utilisée en sciences nucléaires. Elle correspond à une très faible quantité d’énergieégale à la variation d’énergie d’un électron qui subit une différence de potentiel d’un volt. Cette unitéétant si petite, on a souvent recours à son multiple, à savoir le mégaélectron-volt (MeV) qui est égal àun million (1x106) électron-volts. Un électron-volt vaut 1,602x10-19 joule.

Enrichi

Voir uranium enrichi.

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Enrichissement

Processus consistant à augmenter la teneur de l’uranium naturel en isotope 235U. Deux procédés physiquessont utilisés au plan commercial, la diffusion gazeuse et la centrifugation gazeuse.

FFission

Processus par lequel un noyau atomique se scinde en deux fragments ou davantage, accompagné del’émission de neutrons et de la libération de quantités notables d’énergie. Il est possible pour un noyaulourd de subir spontanément une fission, mais cette dernière est habituellement due à l’absorption d’unneutron par le noyau.

Fusion

La fusion est une réaction nucléaire dans laquelle des noyaux légers se combinent pour former des noyauxde masse supérieure avec libération d’énergie. Ce processus intervient en permanence dans l’univers. Dansle cœur du soleil, à des températures de 10 à 15 millions de degrés Celsius, l’hydrogène est converti enhélium, fournissant l’énergie qui entretient la vie sur terre.

GGaranties

Méthodes utilisées pour vérifier que les engagements en matière d’« utilisation à des fins pacifiques » desaccords de non-prolifération sont honorés. Les garanties supposent qu’un pays précise (autrement dit,déclare) la nature de son inventaire de matières nucléaires et l’endroit où il se trouve. Les garantiesconsistent à vérifier le contrôle et la comptabilité des matières nucléaires, à l’intérieur de toutes lesinstallations nucléaires qu’un État signataire a officiellement déclarées comme soumises aux garanties. Lavérification est opérée à l’aide d’instruments de surveillance installés par l’AIEA, dont certains sont scelléspour empêcher la falsification. Une inspection physique des installations nucléaires sur une base aléatoire,encore que notifiée à l’avance, est menée au moins une fois par an afin de vérifier les relevés comptablesde l’exploitant et de s’assurer que tous les instruments installés fonctionnent de façon satisfaisante et queles sceaux de sécurité sont intègres. Depuis 1997, les inspections de l’AIEA peuvent aussi être exécutées àl’improviste ou « par défi » (en cas de contestation) si l’État a ratifié un protocole additionnel de garanties.Le résultat attendu de toutes les inspections est qu’en vérifiant les inventaires de matières nucléairesdéclarées par un gouvernement signataire, l’AIEA puisse « garantir » que toutes les matières nucléaires sontutilisées à des fins pacifiques.

Gray (Gy)Unité SI de dose de rayonnement absorbée égale à un joule par kilogramme de milieu absorbant.

Groupe des fournisseurs nucléairesLe Groupe des fournisseurs nucléaires ou groupe NSG (Nuclear Suppliers Group) est un groupement de paysfournisseurs de produits nucléaires, au nombre de 39 en octobre 2002, qui collaborent afin de prévenir laprolifération des armes nucléaires. Ces pays mettent en œuvre les objectifs du groupe en se conformant àdes directives consensuelles relatives aux exportations nucléaires et assimilées et en procédant à deséchanges d’informations.

HHypothèse linéaire sans seuil (hypothèse LNT)

Bien des études scientifiques ont été consacrées à la radioexposition et aux risques qu’elle entraîne.Cependant, aux faibles niveaux d’exposition, la biologie et les statistiques des populations exposées n’ontpas encore permis de déterminer de façon concluante s’il existe ou non un risque. En l’absence de certitude

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scientifique quant à la forme de la courbe qui relie le niveau d’exposition individuelle à la probabilitéd’occurrence d’un effet stochastique particulier, il a été admis qu’une courbe linéaire passant par le pointzéro n’entraînera pas de sous-estimation des risques. C’est pourquoi, il est de pratique courante d’admettreque toute exposition, aussi faible soit-elle, entraîne un certain risque, et d’optimiser les méthodes deradioprotection en conséquence.

IIsotope

Différents isotopes d’un élément ont le même nombre de protons mais des nombres de neutrons différents.Par exemple, l’uranium-235 (235U) et l’uranium-238 (238U) sont l’un et l’autre des isotopes de l’uranium,235U comptant 143 neutrons et 238U en comptant 146.

JJustification

Dans le contexte de l’industrie nucléaire, aucune exposition aux rayonnements du public ou de travailleursn’est admise, à moins qu’elle ne résulte d’une activité « justifiée ». D’une manière générale, cela signifie quele risque encouru du fait de l’exposition au rayonnement résultant de l’activité est supplanté par l’avantagesocial que cette activité procure. La décision sur le point de savoir si une activité particulière est justifiéeou pas est un jugement de valeur essentiellement subjectif, qui fait appel à des informations scientifiquesconcernant les valeurs absolues et relatives des risques radiologiques en jeu. La décision concernant lajustification d’une activité sera très probablement propre à chaque cas, et sera prise via des procéduresofficielles ou publiques à différents niveaux, en fonction de la situation ou du contexte national.

LLimitation

Dans le contexte de l’industrie nucléaire, la limitation est le principe permettant d’assurer que desactivités prévues et justifiées n’entraîneront chez quiconque un dépassement d’un niveau d’expositionréglementaire préétabli. Le chiffre retenu pour la limite réglementaire correspond à un jugement de valeursubjectif, qui tient compte d’une appréciation scientifique et sociale. Cette limite est fixée à un niveauau-dessus duquel les autorités réglementaires estiment qu’il est socialement justifié de dépenser desressources afin de réduire les expositions.

MMasse critique

Quantité de matière fissile nécessaire pour entretenir une réaction de fission en chaîne dans des conditionsdonnées, par exemple, géométrie de la matière fissile, quantité et type du modérateur ou du réflecteur.

Matières fertiles

Par matière fertile, on entend une matière qui est capable de devenir fissile par suite de la capture d’un ouplusieurs neutrons, suivie éventuellement d’une désintégration radioactive. L’uranium-238, qui peut setransformer en plutonium-239 fissile, et le thorium-232, qui peut se transformer en uranium-233 fissile,en sont d’importants exemples.

Matières fissiles

Par matière fissile, on entend une matière qui est capable de subir une fission après import d’un neutronthermique (lent). Dans la pratique, les matières fissiles les plus importantes sont l’uranium-233,l’uranium-235 et le plutonium-239.

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Matières fissionnables

Par matière fissionnable, on entend une matière qui est capable de subir une fission ; elle se distinguenormalement d’une matière fissile en ce qu’elle subit une fission si elle capture un neutron rapide.L’uranium-238 est un exemple de matière fissionnable.

Mégawatt (MW)

Unité internationale de puissance qui est égale à un million de watts. Un mégawatt thermique (MWth)exprime la production de chaleur d’un réacteur nucléaire. Un mégawatt électrique (MWe) exprime laproduction électrique d’un alternateur. Le rapport entre les deux donne une mesure du rendement deproduction d’électricité. En règle générale, la production thermique d’un réacteur nucléaire représentetrois fois sa production électrique, de sorte qu’un réacteur d’une puissance thermique de 2 700 MW peutfournir environ 900 MW d’électricité.

Modérateur

Un modérateur ralentit les neutrons jusqu’au domaine d’énergie thermique de manière à accroître leurrendement de fission. Le modérateur doit être une matière légère qui ralentira efficacement les neutronssans trop en absorber. Habituellement, on utilise de l’eau ordinaire ; un autre modérateur utilisé est legraphite, qui est une forme de carbone.

NNeutron

Particule élémentaire sans charge électrique et de masse légèrement supérieure à celle d’un proton, qui setrouve dans le noyau de tous les atomes à l’exception de celui de l’hydrogène ordinaire.

Neutrons rapides

Par neutrons rapides, on entend des neutrons ayant une énergie cinétique élevée, supérieure à environ0,1 eV mais d’ordinaire inférieure à 1 000 000 eV (1 MeV). Des neutrons rapides peuvent provoquer lafission de matières fissiles mais la probabilité de telles réactions est plus faible que pour des neutronsthermiques. Cependant, le nombre d’isotopes susceptibles de fissionner s’accroît à mesure que l’énergiedes neutrons augmente.

Neutrons thermiques

Par neutrons thermiques, on entend des neutrons ayant une faible énergie cinétique, inférieureà 0,1 électron-volt (eV). Les neutrons thermiques présentent la plus forte probabilité de provoquer lafission avec l’uranium-235 et le plutonium-239.

OOptimisation

Dans le contexte de la radioprotection, l’optimisation est le processus permettant de garantir que lesexpositions du public et/ou des travailleurs imputables à l’exécution d’une activité justifiée sont les plusbasses qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre compte tenu des facteurs économiques et sociaux.Des approches tant qualitatives (échanges de vues avec les parties prenantes pour parvenir à unconsensus, bonnes pratiques de travail empreintes de bon sens, pratiques industrielles exemplaires, parexemple) que quantitatives (analyse différentielle coûts-avantages, analyse multi-critères) sont utiliséespour parvenir à des solutions optimisées.

PParticule alpha

Particule à charge positive émise par le noyau d’un atome au cours d’une désintégration radioactive. Lesparticules alpha sont constituées de deux protons et de deux neutrons.

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Particule bêtaParticule émise par un atome au cours d’une désintégration radioactive. Les particules bêta peuvent êtresoit des électrons à charge négative, soit des positons à charge positive.

Période radioactiveTemps nécessaire pour la désintégration de la moitié des atomes d’un élément radioactif.

PlasmaUn état de la matière (les autres étant les états solide, liquide et gazeux) dans lequel tous les atomes ontété dépouillés de leurs électrons, ne laissant que les noyaux.

Produits de fissionLorsqu’un noyau subit une fission, il se scinde en deux fragments, libérant des neutrons et une quantitéimportante d’énergie. Les fragments sont appelés produits de fission. Ils peuvent être stables ou instables,autrement dit radioactifs. Parmi les isotopes importants (en termes d’abondance relative et de radioactivitéélevée) de produits de fission figurent le brome, le césium, l’iode, le krypton, le rubidium, le strontium etle xénon. Les produits de fission et leurs descendants constituent une partie notable des déchets nucléaires.

ProtonParticule nucléaire élémentaire de charge électrique positive, qui se trouve dans le noyau d’un atome.

RRadioactivité

Changement spontané d’un atome instable qui entraîne l’émission d’un rayonnement. Ce phénomène estdénommé transformation, décroissance ou désintégration. Les atomes radioactifs sont souvent appelésisotopes radioactifs ou radionucléides.

Rayons gamma

Rayonnement électromagnétique de haute énergie, analogue aux rayons X, la différence étant qu’ilprovient du noyau d’un atome.

Rayons X

Les rayons X sont des ondes électromagnétiques émises par suite de changements énergétiques affectantles électrons d’un atome. Ils constituent une forme de rayonnement électromagnétique de haute énergiequi interagit légèrement avec la matière. D’épaisses couches de plomb ou d’autres matières denses sont lesmieux à même de les arrêter.

Rayonnement

Énergie se propageant sous la forme de particules à haute vitesse ou d’ondes électromagnétiques. Ontrouve partout des ondes électromagnétiques. Elles constituent la lumière visible, les ondes radio ettélévision, l’ultraviolet (UV), et les micro-ondes. Ces ondes électromagnétiques n’entraînent pas d’ionisationdes atomes, car elles ne véhiculent pas suffisamment d’énergie pour séparer des molécules ou arracher desélectrons aux atomes. Les « rayonnements ionisants » sont des rayonnements dotés de suffisammentd’énergie pour que, lors d’une interaction avec un atome, ils puissent arracher des électrons de leurs orbites,l’atome devenant de ce fait chargé ou ionisé. Les rayons gamma et les neutrons en sont des exemples.

Rayonnement cosmique

Rayonnement qui provient de l’espace et qui est engendré par divers processus, notamment la naissanceet la mort d’étoiles. Le rayonnement cosmique, lorsqu’il interagit avec le noyau d’un atome produit desradionucléides cosmogéniques ayant des périodes radioactives de l’ordre de milliers à millions d’années. Ilspeuvent se rencontrer dans l’atmosphère terrestre ou à la surface du sol terrestre et peuvent aussi êtreproduits dans des météorites et d’autres matériaux extra-terrestres, avant leur arrivée sur la terre. Il s’agit, parexemple, du tritium (3H), hydrogène comportant deux neutrons supplémentaires, que l’on trouve dans toutel’eau sur terre (période : 12,3 ans) et du carbone-14 (période : 5 730 ans), présent dans chaque être vivant.


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Rayonnement ionisant

Lorsqu’un rayonnement (corpusculaire ou électromagnétique) a suffisamment d’énergie pour arracher deleurs orbites les électrons d’atomes avec lesquels il interagit, ce qui a pour effet de rendre ces atomeschargés ou ionisés, on dit qu’il est ionisant. Les ions résultant de cette interaction sont capables de causerdes modifications chimiques dommageables pour les cellules humaines. Parmi les rayonnements ionisantsfigurent les particules alpha, les particules bêta et les rayons gamma. Si le rayonnement (corpusculaire ouélectromagnétique) n’a pas une énergie suffisante pour ioniser des atomes, on dit qu’il est non ionisant. Parmiles rayonnements non ionisants, on peut notamment citer les ondes radio, la lumière et les micro-ondes.

Rayonnement tellurique

Rayonnement qui provient de la terre elle-même et qui résulte de la désintégration de radionucléidesprimordiaux et cosmogéniques. L’essentiel du rayonnement tellurique provient en définitive de l’uraniumet du thorium, éléments courants dans la croûte terrestre, à mesure qu’ils se désintègrent pendant desmillions d’années pour finalement devenir du plomb, qui est un élément stable, ne se désintègrant pas etdonc n’émettant aucun rayonnement. Le résultat est que la croûte terrestre contient naturellement nonseulement de l’uranium et du thorium, mais aussi leurs produits de décroissance radioactive (descendants),de sorte que la terre elle-même émet un rayonnement. En outre, l’air que l’on respire émet aussi unrayonnement de façon naturelle, car le radon fait partie des produits de filiation de l’uranium. Le radon estun gaz qui passe dans l’atmosphère s’il se forme près de la surface de la terre.

Réacteur à eau bouillante (REB)Filière très répandue de réacteurs à eau ordinaire en usage dans le monde entier. L’eau ordinaire, utilisée àla fois comme réfrigérant et comme modérateur, est portée à ébullition dans le cœur du réacteur. La vapeurobtenue sert alors à produire directement de l’électricité.

Réacteur à eau ordinaire (REO)Filière de réacteur nucléaire qui est refroidie et/ou modérée par de l’eau ordinaire, appelée aussi légère paropposition à l’eau lourde.

Réacteur à eau sous pression (REP)Réacteur nucléaire maintenu sous haute pression pour empêcher l’ébullition de l’eau de refroidissementmalgré sa température d’exploitation élevée. La chaleur est transférée du cœur du réacteur à un grandéchangeur de chaleur qui chauffe l’eau d’un circuit secondaire afin de la transformer en vapeur nécessairepour produire l’électricité.

Réacteur CANDUCANDU est un acronyme correspondant à l’expression anglaise « Canadian deuterium uranium reactor »,autrement dit réacteur canadien à uranium-deutérium. Cette filière de réacteurs utilise de l’eau lourde,c’est-à-dire de l’oxyde de deutérium, comme réfrigérant et modérateur. Le recours à l’eau lourde permetd’utiliser l’uranium naturel comme combustible nucléaire, ce qui évite l’étape d’enrichissement.

Réacteur nucléaireDispositif qui utilise la fission nucléaire pour produire de l’énergie. Bien qu’il existe de nombreux typesde réacteurs, certains éléments sont communs à tous, notamment le combustible, le réfrigérant oucaloporteur, le modérateur (à moins que le réacteur n’utilise des neutrons rapides) et les barres decommande. Parmi les autres caractéristiques communes figurent un réflecteur afin de retenir les neutronsqui s’échappent, le blindage afin de protéger le personnel d’une exposition aux rayonnements,l’instrumentation afin de mesurer et de piloter le réacteur et ses dispositifs de protection.

Réacteur surgénérateurRéacteur nucléaire conçu pour produire plus de combustible qu’il n’en consomme. Généralement, de lamatière fertile est placée à l’intérieur et autour du cœur de ces réacteurs afin d’utiliser les neutronsproduits au cours de la fission pour transformer la matière fertile en matière fissile. Ainsi, de l’uranium-238placé autour du cœur d’un réacteur à neutrons rapides subira une transmutation et se transformera enplutonium-239 qui peut être ensuite recyclé et utilisé comme combustible dans le réacteur.


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Réfrigérant

Voir caloporteur.

Résidus de traitement

Ce qui reste d’un minerai métallifère constitué de roche finement broyée et de liquide de procédé, une foisqu’une partie ou la totalité du métal, par exemple l’uranium, a été extrait.

Ressources classiques connues

Il s’agit des ressources en uranium les plus aisément accessibles : les ressources dont l’existence est connueet dont l’exploitation est peu coûteuse à l’aide de techniques minières classiques, sont classées dans lacatégorie des ressources classiques connues. Ces ressources sont subdivisées en deux sous-groupes : lesressources raisonnablement assurées (RRA) et les ressources supplémentaires estimées – catégorie I (RSE-I).Les ressources classiques connues sont décrites en termes de quantité d’uranium récupérable compte tenudes pertes en cours d’extraction et de traitement et sont d’ordinaire indiquées comme étant des ressourcesrécupérables dans les tranches de coût respectivement inférieures à 40 USD/kilogramme d’uranium (kgd’U), comprises entre 40 et 80 USD/kg d’U, et comprises entre 80 et 130 USD/kg d’U.

Ressources classiques non découvertes

Les ressources en uranium que l’on estime exister et être exploitables à l’aide de techniques classiquesd’extraction, mais qui n’ont pas encore été matériellement confirmées sont classées dans la catégorie desressources classiques non découvertes. Ces dernières couvrent les ressources supplémentaires estimées –catégorie II (RSE-II) et les ressources spéculatives (RS).

Ressources raisonnablement assurées (RRA)

L’uranium qui se trouve dans des gisements de minerais connus, dont l’étendue, la teneur et laconfiguration, qui ont été déterminées, permettent de spécifier les quantités susceptibles d’êtrerécupérées dans les limites de coûts à la production données grâce aux techniques d’extraction et detraitement actuellement éprouvées. Les estimations de tonnage et de teneur sont fondées sur des donnéesrésultant d’échantillonnages spécifiques et sur une délimitation précise des dimensions des gisements,ainsi que sur la connaissance des caractéristiques de ces derniers.

Ressources spéculatives (RS)

Uranium dont on admet l’existence principalement sur la base d’indications indirectes et d’extrapolationsgéologiques dans des gisements susceptibles d’être découverts à l’aide des techniques de prospectionexistantes. La localisation des gisements entrant dans cette catégorie ne peut en général pas être plusprécise que leur situation au sein d’une région déterminée ou dans une formation géologique donnée.Comme l’appellation le sous-entend, l’existence et l’importance de telles ressources sont spéculatives.

Ressources supplémentaires estimées – catégorie I (RSE-I)

Quantités d’uranium, dont on présume la présence, compte tenu de données géologiques directes, dansdes prolongements de gisements bien explorés ou dans des gisements dans lesquels la continuitégéologique a été établie, mais pour lesquels certaines données, notamment les mesures ainsi que laconnaissance des caractéristiques de ces gisements, sont considérées comme ne permettant pas de classerces ressources en tant que « ressources raisonnablement assurées » (RRA). Les estimations de tonnage, deteneur et de coût de la poursuite de la délimitation ainsi que de la récupération se fondent surl’échantillonnage disponible, de même que sur la connaissance que l’on a des caractéristiques du gisementtelles qu’elles ont été déterminées dans les parties les mieux connues de ce dernier ou dans des gisementsanalogues.

Ressources supplémentaires estimées – catégorie II (RSE-II)

Quantités d’uranium, dont on suppose la présence dans des gisements pour lesquels on disposed’indications surtout indirectes et que l’on estime exister dans des formations ayant des caractéristiquesgéologiques bien définies ou dans des zones de minéralisation comportant des gisements connus. Lesestimations de tonnage, de teneur et de coût de localisation, de délimitation et de récupération se fondentprincipalement sur la connaissance que l’on a des caractéristiques de gisements connus existant dans les


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formations géologiques ou zones de minéralisation où ces ressources sont situées, ainsi que surl’échantillonnage ou les données géologiques, géophysiques ou géochimiques disponibles. Les estimationsrelatives à cette catégorie sont moins fiables que celles concernant les RSE-I.

RetraitementProcédé de traitement du combustible usé des réacteurs en vue de récupérer l’uranium et le plutonium etde les séparer des produits de fission et d’autres éléments. Il est ainsi possible d’utiliser une proportion plusélevée de la valeur énergétique potentielle de l’uranium et de réduire le volume des déchets.

SSCRAM

Synonyme d’arrêt d’urgence (voir cette expression). À l’origine, c’est l’acronyme de l’expression anglaise« safety control rod axe man » utilisée pour la pile de Chicago, premier réacteur en exploitation auxÉtats-Unis.

Séparation et transmutationLa séparation consiste à retirer du combustible usé les éléments radioactifs à vie longue indésirables telsque les actinides mineurs (américium-243, par exemple) et les produits de fission. La transmutation est latransformation de ces éléments indésirables en éléments stables ou à vie courte à l’aide de réactionsnucléaires. Conjointement, ces procédés élimineraient, du moins pour une part, les éléments des DHA quicontribuent le plus à la production de chaleur et à la radioactivité à long terme. La séparation et latransmutation offrent donc la possibilité de ramener de quelques milliers à quelques centaines d’annéesla durée pendant laquelle les déchets doivent être maintenus isolés.

Sievert (Sv)Unité internationale indiquant les effets biologiques causés par une exposition aux rayonnements. Leseffets biologiques de la radioexposition varient en fonction du type de rayonnement en cause. Parexemple, 1 joule de rayonnement bêta ou gamma par kilogramme de tissu a un effet biologique s’élevantà 1 Sv ; 1 joule/kg de rayonnement alpha a un effet de 20 Sv et 1 joule/kg de rayonnement neutroniquecausera 10 Sv d’effet biologique.

Stockage à secAprès une période initiale de refroidissement dans un bassin rempli d’eau, le combustible usé peut êtrechargé dans de grands châteaux blindés dans lesquels la circulation naturelle du gaz environnant lemaintient aux températures requises.

TTaux d’actualisation

Le taux d’actualisation est un élément important de l’analyse économique et la validité d’une décisionéconomique peut changer selon la valeur du taux d’actualisation. Pour dire les choses simplement, sil’argent peut rapporter un intérêt annuel (i) en termes réels, alors 10 EUR d’aujourd’hui augmenterontpour atteindre 10(1+i)t au bout de t ans. En revanche, un montant d’une valeur de 10 EUR (dans t années)peut être actualisé à l’aide du taux d’actualisation (a) de telle sorte que sa valeur actuelle seraitl’équivalent de 10(1+a)-t aujourd’hui.

Technétium-99Isotope radioactif du technétium, dont une forme particulière couramment dénommée technétium-99m(99mTc) est largement utilisée en médecine nucléaire pour le diagnostic du cancer. Le technétium-99m estnormalement obtenu à partir de la décroissance radioactive du molybdène-99 (99Mo) qui est produit parirradiation d’un film d’uranium hautement enrichi dans un réacteur. L’un des produits de fission formé àpartir de la fission de l’uranium dans le film est le molybdène-99 qui est alors séparé chimiquement pourservir de générateur de technétium-99m.


ToreForme géométrique en anneau donnée par la rotation d’un cercle autour d’une droite. La recherche sur lesréacteurs de fusion s’est axée sur deux types de confinement du plasma, magnétique et inertiel. L’enceintede confinement magnétique peut être sphérique ou torique. Dans un réacteur de fusion de type torique,on utilise des champs magnétiques toroïdaux pour confiner le plasma.

Traitement du minerai (concentration)Procédé par lequel le minerai d’uranium est traité chimiquement afin d’en extraire l’uranium et de leraffiner. Il réduit également le volume de matériau à transporter et à manutentionner lors de la fabricationdu combustible. Du fait de sa couleur et de sa consistance, le produit solide (U3O8) du traitement duminerai est un concentré couramment appelé « yellowcake » (gâteau jaune).

TransmutationProcessus en jeu lorsqu’un noyau absorbe un neutron, ce qui a pour effet de transformer le noyau d’unélément en celui d’un autre. Ce processus intervient dans les réacteurs de fission et c’est lui qui créecertains éléments à vie longue des déchets radioactifs. Il est aussi étudié comme un moyen de transformerdes éléments à vie longue de déchets de haute activité en éléments à vie plus courte.

TritiumIsotope radioactif de l’hydrogène comportant deux neutrons et un proton. Des recherches sont en coursconcernant l’utilisation du tritium comme combustible dans des réacteurs de fusion. Étant donné que letritium est radioactif et peut facilement se retrouve dans l’eau, il suscite des préoccupations particulièresen matière de radioprotection.

UUnité de travail de séparation

Voir UTS.

Uranium appauvriUranium dont la teneur en isotope 235U est inférieure à celle de l’uranium naturel, à savoir 0,711 %.L’uranium appauvri est un sous-produit du processus d’enrichissement.

Uranium enrichiUranium dont la teneur en isotope 235U a été portée à une valeur supérieure à la teneur isotopiquenaturelle de 0,711 %.

Uranium faiblement enrichiUranium dont la teneur en isotope 235U a été portée à un niveau supérieur à la teneur isotopique naturelle,tout en demeurant inférieure à 20 %. D’ordinaire, les réacteurs nucléaires de puissance utilisent del’uranium faiblement enrichi, renfermant 3 à 5 % d’uranium-235 (235U).

Uranium fortement enrichiUranium enrichi à au moins 20 % d’uranium-235 (235U).

Uranium naturelL’uranium qui a la même composition isotopique que dans la nature, à savoir 99,2745 % d’uranium-238(238U), 0,711 % d’uranium-235 (235U) et 0,0055 % d’uranium-234 (234U).

UTSSigle désignant l’unité de travail de séparation, qui est la mesure standard des services d’enrichissement.Il s’agit d’une unité complexe servant à mesurer le travail nécessaire à la séparation d’uranium en deuxfractions de teneurs isotopiques différentes. D’ordinaire, il faut 100 000 à 120 000 UTS pour fournirl’uranium enrichi nécessaire pour alimenter en combustible un réacteur à eau ordinaire de 1 000 MWependant un an.

107


108

VVitrification

Procédé de production de verre. Il s’agit d’une technologie couramment utilisée pour immobiliser lesdéchets de haute activité issus du retraitement du combustible nucléaire usé. Ce verre se caractérise parsa durabilité élevée, sa résistance au rayonnement intense et à la forte chaleur des déchets de hauteactivité, et sa stabilité de sorte qu’il est capable de confiner les isotopes radioactifs pendant longtemps.


Chapitre 1 : Panorama actuel de l’énergie nucléaire1.1 AEN, Données sur l’énergie nucléaire (« Livre brun »). Paris : Organisation de coopération et de

développement économiques (OCDE), 2002 (publication annuelle).

1.2 Nuclear power reactors in the world, Reference Data Series 2. Vienne : Agence internationale del’énergie atomique (AIEA), 2002 (publication annuelle). Voir également le système de documentationsur les réacteurs de puissance (PRIS) en ligne à www.iaea.org/programmes/a2.

1.3 Agence internationale de l’énergie (AIE), Key World Energy Statistics. Paris : OCDE/AIE, 2002.Publication annuelle sur la production et la demande d’énergie.

1.4 AIE, World Energy Outlook. Paris : OCDE/AIE, 2000.

1.5 AIE, Nuclear Power in the OECD. Paris : OCDE/AIE, 2001.

Chapitre 2 : Principes fondamentaux de l’énergie nucléaire2.1 AEN, “JANIS – A New Java-based Nuclear Data Display Program”. Paris : OCDE/AEN, 2001.

Programme conçu pour faciliter la visualisation et la manipulation des données nucléaires.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

2.2 Richard Rhodes, The Making of the Atomic Bomb. New York : Simon & Schuster, 1995.

2.3 John R. Lamarsh et Anthony J. Baratta, Introduction to Nuclear Engineering, 3ème édition.Upper Saddle River, New Jersey : Prentice Hall, Inc., 2001.

2.4 Raymond L. Murray, Nuclear Energy, 5ème édition. Boston : Butterworth-Heinemann, 2001.

2.5 Réacteur thermonucléaire expérimental international (ITER). Voir à www.itereu.de pour plusd’informations sur les fondements de la fusion nucléaire et sur l’ITER.

Chapitre 3 : Le cycle du combustible nucléaire3.1 L’Uranium Information Centre donne de bonnes informations sur les fondements du cycle du

combustible à l’uranium. Voir www.uic.com.au.

3.2 AEN, Le cycle du combustible nucléaire : Aspects économiques, environnementaux et sociaux.Paris : OCDE, 2002.

3.3 AEN, Accelerator-driven Systems and Fast Reactors in Advanced Nuclear Fuel Cycles:A Comparative Study. Paris : OCDE, 2002.Note de synthèse de l’AEN disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.


Pour complétervotre information

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3.4 AEN, Gestion de l’uranium appauvri. Paris : OCDE, 2001.

3.5 AEN, Déclassement et démantèlement des installations nucléaires : État des lieux, démarches, défis.Paris : OCDE, 2002.Note de synthèse de l’AEN disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

3.6 AEN, Decontamination Techniques Used in Decommissioning Activities. Paris : OCDE, 1999.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

3.7 AEN, Réaménagement de l’environnement des sites de production d’uranium. Paris : OCDE, 2002.

Chapitre 4 : Gestion des déchets radioactifs4.1 AEN, L’évacuation des déchets de haute activité. Paris : OCDE, 1989.

Note de synthèse de l’AEN disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

4.2 AEN, La gestion des déchets radioactifs de faible et moyenne activité. Paris : OCDE, 1989.Note de synthèse de l’AEN disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

4.3 AEN, Le point sur la gestion des déchets radioactifs. Paris : OCDE, 1996.

4.4 AIEA, Principes de gestion des déchets radioactifs. Vienne : AIEA, 1995.

4.5 “Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestiondes déchets radioactifs”. Disponible à www.iaea.org/worldatom/Documents/Legal/jointconv.shtml.

4.6 League of Women Voters, The Nuclear Waste Primer. Washington DC : Office of Civilian RadioactiveWaste Management Information Center, 1993.

4.7 Raymond L. Murray, Understanding Radioactive Waste. Columbus, Ohio : Battelle Press, 1994.

4.8 AEN, Nuclear Waste Bulletin: Update on Waste Management Policies and Programmes.Paris : OCDE, 2001 (publication biennale). Disponible à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

4.9 AEN, Où en est l’évacuation des déchets radioactifs en formations géologiques ?Paris : OCDE, 1999. Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

4.10 AEN, La gestion des déchets radioactifs : le rôle des laboratoires souterrains.Paris : OCDE : 2001.

4.11 AEN, Radionuclide Retention in Geologic Media, compte rendu d’atelier, Oskarshamn, Suède,7-9 mai 2001. Paris : OCDE, 2002.

4.12 AEN, Évacuation des déchets radioactifs : peut-on évaluer la sûreté à long terme ? Une opinioncollective internationale. Paris : OCDE, 1991.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

4.13 AEN, Établir et faire partager la confiance dans la sûreté des dépôts en grande profondeur.Paris : OCDE, 2002.

4.14 AEN, Stakeholder Confidence and Radioactive Waste Disposal, compte rendu d’atelier, Paris, France,28-31 août 2000. Paris : OCDE, 2001. Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

4.15 AEN, La réversibilité et la récupérabilité dans la gestion des déchets radioactifs. Paris : OCDE, 2001.

4.16 G. A. Cowan, “A Natural Fission Reactor”. Scientific American, 235:36, 1976.

4.17 ”Special Series on Natural Analogues”. Radwaste Magazine, mars 1995.

4.18 AIEA, Règlement de transport des matières radioactives, ST-1. Vienne : AIEA, 1996.

4.19 “Sandia National Laboratory Transportation Program”.Disponible en ligne à www.sandia.gov/tp/SAFE_RAM/SEVERITY.HTM.

110


Chapitre 5 : Sûreté nucléaire5.1 AEN, La sûreté du cycle du combustible nucléaire. Paris : OCDE, 1993.

Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

5.2 AIEA, Principes fondamentaux de sûreté pour les centrales nucléaires (75-INSAG-3 Rev.1), rapportdu Groupe consultatif international pour la sûreté nucléaire (INSAG-12). Vienne : AIEA, 1999.

5.3 Convention sur la sûreté nucléaire (IAEA INFCIRC/449).Disponible en ligne à www.iaea.org/worldatom/documents/legal/nukesafety.shtml.

5.4 AIEA, Culture de sûreté (75-INSAG-4), rapport du Groupe consultatif international pour la sûreténucléaire. Vienne : AIEA, 1991.

5.5 AEN, Le rôle de l’autorité de sûreté dans la promotion et l’évaluation de la culture de sûreté.Paris : OCDE, 2001.

5.6 “Échelle internationale des événements nucléaires”.Disponible en ligne à www.iaea.or.at/worldatom/inforesource/factsheets/ines.html.

5.7 AEN, Tchernobyl : Évaluation des incidences radiologiques et sanitaires. Paris : OCDE, 2002.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/rp/chernobyl/welcome.html.

5.8 AEN, Nuclear Power Plant Operating Experiences from the IAEA/NEA Incident Reporting System(1996-1999). Paris : OCDE, 2000. Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

5.9 AEN, Améliorer l’efficacité des autorités de sûreté nucléaire. Paris : OCDE, 2002.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

5.10 AEN, La réglementation de l’énergie nucléaire face à la concurrence sur les marches de l’électricité.Paris : OCDE, 2002. Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

5.11 AEN, Advanced Nuclear Reactor Safety Issues and Research Needs, compte rendu d’atelier,Paris, France, 18-20 février 2002. Paris : OCDE, 2002.

Chapitre 6 : Radioprotection6.1 UNSCEAR (Comité scientifique des Nations Unies pour l’étude des effets des rayonnements

ionisants), “Report on sources of radiation along with average exposures”. Ce rapport propose aussiune section spéciale sur Tchernobyl. New York : UNSCEAR, 2000 (rapport publié tous les quatre ansenviron). Disponible en ligne à www.unscear.org.

6.2 CIPR, Commission internationale de protection radiologique, Publication 60. Stockholm : CIPR, 1991.

6.3 AEN, Le point sur la radioprotection : aspects internationaux et perspectives. Paris : OCDE, 1994.Note de synthèse de l’AEN disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

6.4 NRPB (National Radiological Protection Board), Living With Radiation. Chilton : NRPB, 1998.

6.5 AEA, The Radiochemical Manual. Harwell : AEA Technology, plc., 1998.

6.6 AEN, Analyse critique du système de protection radiologique : Réflexions préliminaries du Comitéde protection radiologique et de santé publique (CRPPH) de l’OCDE/AEN. Paris : OCDE, 2002.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

6.7 AEN, Évolution de la radiobiologie et de la radiopathologie : Répercussions sur la radioprotection.Paris : OCDE, 2000. Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

6.8 AEN, Better Integration of Radiation Protection in Modern Society, compte rendu d’atelier, Villigen,Suisse, 23-25 janvier 2001. Paris : OCDE, 2002.

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6.9 AEN, Enseignements des exercices internationaux d’urgence nucléaire : Exercices de la série INEX 2.Paris : OCDE, 2001. Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

Chapitre 7 : L’économie de l’énergie nucléaire7.1 AEN, Les aspects économiques du cycle du combustible nucléaire. Paris : OCDE, 1994.

Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

7.2 AEN, Prévisions des coûts de production de l’électricité : Mise à jour 1998. Paris : OCDE, 1998.

7.3 AEN, Réduction des coûts en capital des centrales nucléaires. Paris : OCDE, 2000.

7.4 AEN, L’énergie nucléaire face à la concurrence sur les marchés de l’électricité. Paris : OCDE, 2000.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

7.5 AEN, Nuclear Power Plant Life Management in a Changing Business World, compte rendu d’atelier,Washington DC, États-Unis, 26-27 juin 2000. Paris : OCDE, 2001.

7.6 Commission européenne, ExternE Externalities of Energy. Bruxelles : Commission européenne, 1995.

7.7 Commission européenne, ExternE Externalities of Energy – National Implementation.Bruxelles : Commission européenne, 1998.

7.8 AEN, Externalities and Energy Policy: The Life-cycle Analysis Approach, compte rendu d’atelier,Paris, France, 15-16 novembre 2001. Paris : OCDE, 2002.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

Chapitre 8 : Le droit nucléaire international et la non-prolifération8.1 Stephen Tromans et James Fitzgerald, The Law of Nuclear Installations and Radioactive Substances.

Londres : Sweet & Maxwell, 1996.

8.2 Le Bulletin de droit nucléaire de l’OCDE/AEN paraît semestriellement en anglais et en français.Ce bulletin est la référence pour les informations sur le droit nucléaire. Il informe sur lesdéveloppements les plus récents des législations, sur la jurisprudence et sur les décisionsadministratives dans près de 60 pays, ainsi que sur les accords bilatéraux et internationaux etsur les activités des organisations internationales en matière de réglementation.

8.3 AEN, Législations nucléaires : Étude analytique – Réglementation générale et cadre institutionneldes activités nucléaires. Paris : OCDE, 2002. Publication en anglais et en français, mise à jourrégulièrement, qui rend compte de législation et des institutions régissant les applications pacifiquesde l’énergie nucléaire dans chaque pays membre de l’OCDE.

8.4 Mohamed ElBaradei, Edwin Nwogugu et John Rames, The International Law of Nuclear Energy –Basic Documents (Parts 1 & 2). La Hague : Kluwer Academic Publishers, 1993.Ouvrage de référence en 2 volumes sur le droit nucléaire international.

8.5 AEN, Panorama de la législation nucléaire en Europe centrale et orientale et dans les NEI.Paris : OCDE, 2000 (publication mise à jour régulièrement).Cet ouvrage rend compte de la législation régissant l’utilisation pacifique de l’énergie nucléairedans les pays d’Europe centrale et orientale et dans les nouveaux États indépendants.

8.6 AEN, Législations nucléaires : Étude analytique – Réglementation générale et cadre institutionneldes activités nucléaires – Mise à jour 2001. Paris : OCDE, 2002.

8.7 AEN, Les régimes internationaux de responsabilité civile dans le domaine nucléaire. Paris : OCDE,1993. Note de synthèse de l’AEN disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

112


8.8 Pour des textes d’instruments juridiques sur la responsabilité civile dans le domaine nucléaire,voir ww.nea.fr/html/law/legal-documents.html.

8.9 AEN, Responsabilité et réparation des dommages nucléaires : Une perspective internationale.Paris : OCDE, 1994.

8.10 “Texte intégral des conventions et accords sous l’égide de l’AIEA”. Disponible en ligne à www.iaea.org/worldatom/Documents/Legal.

8.11 AIEA, “Programme de garanties de l’Agence internationale de l’énergie atomique”.Voir www.iaea.org/worldatom/Programmes/Safeguards.

8.12 Ben Sanders, “Bref historique de la non-prolifération nucléaire”, Bulletin de droit nucléaire n° 62,décembre 1998. Voir www.nea.fr/html/law/nlbfr/Nlb-62/sanders.pdf.

8.13 Laura Rockwood, “Le traité de non-prolifération nucléaire: un engagement permanent sur la voie dudésarmement et de la non-prolifération”, Bulletin de droit nucléaire n° 56, décembre 1995.Voir www.nea.fr/html/law/nlbfr/NLB-56-BUL-FR.pdf.

8.14 AIEA, The Structure and Content of Agreements Between the Agency and States Required inConnection with the Treaty on the Non-Proliferation of Nuclear Weapons (IAEA INFCIRC/153).Vienne : AIEA, 1972.Disponible en ligne à www.iaea.org/worldatom/Documents/Infcircs/Others/inf153.shtml.

8.15 AIEA, Model Protocol Additional to the Agreements Between State(s) and the International AtomicEnergy Agency for the Application of Safeguards (IAEA INFCIRC/540). Vienne : AIEA, 1998.Disponible en ligne à www.iaea.org/worldatom/Documents/Infcircs/1998/infcirc540corrected.pdf.

8.16 AIEA, The Agency’s Safeguards System (IAEA INFCIRC/66/Rev. 2). Vienne : AIEA, 1968.Disponible en ligne à www.iaea.org/worldatom/Documents/Infcircs/Others/inf66r2.shtml.

8.17 Les directives du Groupe des fournisseurs nucléaires sont disponibles en ligne àwww.nsg-online.org/guide.htm.

8.18 Traité d’interdiction complète des essais nucléaires. Disponible en ligne à www.ctbto.org.

Chapitre 9 : Énergie nucléaire et développement durable9.1 Royal Academy of Engineering, Nuclear Energy: The Future Climate. Londres : The Royal Society,

Royaume-Uni, 1999. Disponible en ligne à www.royalsoc.ac.uk/policy/nuclearreport.htm.

9.2 Nebojsa Nakicenovic, Arnulf Grübler et Alan McDonald, eds., Global Energy Perspectives.Cambridge : Cambridge University Press, 1998.

9.3 AEN, Uranium 2001 : Ressources, production et demande. Paris : OCDE, 2002.

9.4 AEN, L’énergie nucléaire dans une perspective de développement durable. Paris : OCDE, 2000.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

9.5 AIEA, « L’électronucléaire et le développement durable ». Bulletin de l’AIEA, Vol. 42, n°2, 2000.

9.6 AEN, L’énergie nucléaire et le changement climatique. Paris : OCDE, 1998.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

9.7 AEN, L’énergie nucléaire et le Protocole de Kyoto. Paris : OCDE, 2002.

9.8 AEN, Incidences générales de l’énergie nucléaire. Paris : OCDE, 1993.Note de synthèse de l’AEN disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

9.9 AEN, Les retombées technologiques des activités nucléaires. Paris : OCDE, 1993.

113


114

9.10 AEN, Enseignement et formation dans le domaine nucléaire : faut-il s’inquiéter ? Paris : OCDE,2000. Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

Chapitre 10 : Avenir de l’énergie nucléaire10.1 AEN, Nuclear Production of Hydrogen, Première réunion d’échanges d’informations, Paris, France,

2-3 octobre 2000. Paris : OCDE, 2001.

10.2 USDOE (U.S. Department of Energy), « Hydrogen Program ». Information de base et approfondie surtous les aspects de la production, du stockage, et de l’utilisation de l’hydrogène. Disponible àwww.eren.doe.gov/hydrogen.

10.3 AIEA, Hydrogen As an Energy Carrier and its Production by Nuclear Power, IAEA TECDOC-1085.Vienne : AIEA, 1999.

10.4 AIEA, Nuclear Heat Applications: Design Aspects and Operating Experience, IAEA TECDOC-1056.Vienne : AIEA, 1998.

10.5 AEN, Usages bénéfiques et production des isotopes : Mise à jour 2000. Paris : OCDE, 2001.

10.6 AEN, Les réacteurs de faible et moyenne puissance. Paris : OCDE, 1990.Note de synthèse de l’AEN disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

10.7 AEN, Les réacteurs à eau de type avancé et leur technologie. Paris : OCDE, 1989.Note de synthèse de l’AEN disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.

10.8 AIE, Innovative Nuclear Reactor Development: Opportunities for International Co-operation.Paris : OCDE/AIE, 2002.

10.9 U.S. Department of Energy Office of Nuclear Energy, Science and Technology. Ce service duministère américain de l’Environnement donne des informations sur les initiatives des États-Unisen matière d’énergie nucléaire et établit des liens avec le Forum international « Generation IV » etavec le programme américain d’isotopes pour la médecine et la science. Voir www.nuclear.gov.

10.10 The IAEA Nuclear Power Technology Development Section. Cette section donne des informationssur les différentes utilisations des réacteurs nucléaires, ainsi que des informations sur, et des liensavec, le Projet INPRO et le dessalement.Voir www.iaea.org/programmes/ne/nenp/nptds/NPTDSHome.htm.

10.11 AEN, Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, Sixième réunion internationaled’échanges d’informations, Madrid, Espagne, 11-13 décembre 2000. Paris : OCDE, 2001.Disponible en ligne à www.nea.fr/html/pub/webpubs.


Ressources InternetOutre les ressources mentionnées précédemment, vous pourrez trouver d’autres informations sur les sites

suivants qui présentent ou hébergent de l’information sur l’énergie nucléaire :

Agence de l’OCDE pour l’énergie nucléaire www.nea.fr

Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) www.iaea.org/worldatomCommission internationale de protection radiologique www.icrp.org

Agence d’approvisionnement d’Euratom http://europa.eu.int/comm/euratom/index_en.html

Association internationale du droit nucléaire www.aidn-inla.be

Commission préparatoire de l’Organisation du

Traité d’interdiction complète des essais nucléaires www.ctbto.org

Première Commission des Nations Unies

(désarmement et sécurité internationale) http://disarmament.un.org

Comité scientifique des Nations Unies

pour l’étude des effets des rayonnements ionisants www.unscear.org

World Association of Nuclear Operators www.wano.org.uk

Glossaire des termes de la sûreté nucléaire de l’AIEA www.iaea.or.at/ns/CoordiNet/documents/safetyglossary.pdf

115


116

1.1 Croissance historique de l’industrieélectronucléaire (1965-2002)

1.2 Approvisionnements mondiauxen énergie primaire par type decombustible en 2000 (en pourcentage)

1.3 Production mondiale d’électricitépar type de combustible en 2000(en pourcentage)

1.4 Évolution du coefficient dedisponibilité en énergie du parcnucléaire mondial (1990-2001)

2.1 Réaction de fission typique

2.2 Distribution des fragments de fissionrésultant de la fission du 235U par desneutrons thermiques

2.3 Composants essentiels d’une centralenucléaire de la filière à eau souspression

2.4 Répartition des réacteurs en servicedans le monde par type(au 1er janvier 2003)

2.5 Réacteur à eau sous pression (REP)

2.6 Réacteur à eau bouillante (REB)

2.7 Réaction de fusion typique

2.8 Diagramme simplifié d’un réacteurde fusion Tokamak

3.1 Le cycle du combustible nucléaire

3.2 Composition et retraitementdu combustible usé

4.1 Décroissance d’un élément radioactifdont la période radioactive est decinq jours

4.2 Comparaison de la production annuellede déchets dans l’Union européenne

4.3 Modèle de stockage géologiqueà Eurajoki, Finlande

4.4 Caractéristiques de conception desbarrières ouvragées pour le projet desite de stockage de Yucca Mountainaux États-Unis

4.5 Château de transport de déchets dehaute activité

5.1 Éléments de la sûreté nucléaire

5.2 Barrières classiques de confinementdes matières radioactives

5.3 Fréquence des arrêts d’urgenceautomatiques non programmés dansle monde (nombre par 7 000 heures)

5.4 Échelle internationale des événementsnucléaires (INES)

6.1 Pouvoir pénétrant des différents typesde rayonnements

6.2 Sources typiques d’exposition du publicaux rayonnements (en mSv par an)

6.3 Effets biologiques potentiels del’irradiation d’une cellule

6.4 Effets déterministes d’une irradiationà forte dose

7.1 Illustration des flux financiers sur lecycle de vie d’une centrale nucléaire

7.2 Ventilation typique du coût de laproduction électronucléaire

7.3 Ventilation des coûts de productionreprésentatifs (taux d’actualisationde 10 %)

7.4 Incidence d’une taxe sur le carbonesur le coût de production moyen del’électricité dans différents pays(taux d’actualisation de 10 %)

8.1 Éléments de la non-prolifération

9.1 Scénarios d’évolution de la demanded’énergie à l’horizon 2100

9.2 Critères de développement durableapplicables à l’énergie nucléaire

9.3 Évolution des prix des combustiblesfossiles

9.4 Émissions de gaz à effet de serre dusecteur de la production d’électricitépar type de combustible

9.5 Production totale de déchets par typede combustible

9.6 Comparaison des risques pour la santéentre systèmes énergétiques

10.1 Estimation de la puissance nucléaireinstallée à l’horizon 2020 (projectionshautes et basses)

10.2 Diverses applications d’isotopesproduits en réacteurs

Liste des figures


117

Couverture, de haut en bas : SCK●CEN, Belgique. EDF, France (2). USDOE, États-Unis. Gonin, CEA, France. Ringhals AB, Suède.Page 1, de gauche à droite : Cameco, Canada (2). ANDRA, France. TU Electric, États-Unis. Posiva Oy, Finlande. Duke PowerCompany, États-Unis. Cameco, Canada. Page 2, de gauche à droite : Museum of Chicago, États-Unis. Port Hope Facility, Canada.NEI, États-Unis. EDF-Eurodif S.A., France. Page 3, de gauche à droite : NEI, États-Unis. JNFL, Japon. AEA Windscale,Royaume-Uni. SKB, Suède. Page 4 : centrale de Cofrentes, Iberdrola S.A., Espagne. Page 9 : K. Niederau, KKB/NOK, Suisse.Page 10 : Site web de la Nobel Foundation. Page 11: Site web de l’USDOE, États-Unis. Page 13 : Duke Power Company,États-Unis. Page 14 : Site web du Musée historique allemand, Allemagne. Page 23 : KAERI, République de Corée. EnergyResources of Australia Ltd., Australie. NEI, États-Unis. Energy Resources of Australia Ltd., Australie. Port Hope Facility, Canada.JNFL, Japon. EDF-Eurodif S.A., France. Cogema, France. GKN, Pays-Bas. Miklos Beregnyei, centrale de PAKS, Hongrie. ChugokuElectric Power Co., Inc., Japon. EDF, France. Wisconsin Electric Power Company, États-Unis. Cogema, France. Department ofthe Environment, Royaume-Uni. Blind River Facility, Canada. AEA Technology, Royaume-Uni. Page 24, de haut en bas : Cameco,Canada. NEI, États-Unis. Port Hope Facility, Canada. Page 25 : EDF-Eurodif S.A., France. JNFL, Japon. Page 26 : NEI, États-Unis.Posiva Oy, Finlande. Page 27 : TU Electric, États-Unis. Wisconsin Electric Power Company, États-Unis. Page 29 : SCK●CEN,Belgique. AEA Windscale, Royaume-Uni. Page 31 : Posiva Oy, Finlande. Page 33 : Covra, Pays-Bas. Page 34 : UKAEA,Royaume-Uni. Page 39 : NEI, États-Unis. Page 40 : SKB, Suède. Page 41 : centrale de Beznau, Suisse. Page 45 : CEA, France.Page 51 : Cameco, Canada. Page 57 : EDF, France. Page 63 : centrale de Bohunice, République slovaque. Page 67 : TokyoElectric Power Co., Japon. Page 72 : l’Assemblée nationale, France. Page 77 : Henri Cazin, EDF, France. Page 85 : General ElectricCompany, États-Unis. Page 87 : USDOE, États-Unis. Page 90 : Kourchatov Institute, Russie. Page 92 : TVO, Finlande.Page 109 : USDOE, États-Unis. Pages 116-117 : centrale de Cofrentes, Iberdrola S.A., Espagne.

Crédits photographiques

1.1 Réacteurs opérationnels (au 1er janvier 2003)

2.1 Isotopes importants formés par capture neutronique dans un réacteur nucléaire

2.2 Pouvoir énergétique de divers combustibles

3.1 Principales usines de conversion d’uranium dans le monde

3.2 Principales usines d’enrichissement d’uranium dans le monde

3.3 Usines de retraitement de combustible nucléaire dans le monde

3.4 Exemples de réacteurs déclassés ou en cours de déclassement

4.1 Quelques isotopes présents dans les DHA

4.2 Volumes indicatifs de déchets radioactifs produits par un réacteur à eauordinaire de 1000 MWe (en m3/an)

4.3 Sites de stockage définitif de DFA et de DMA dans les pays membres de l’OCDE

4.4 Exemples de laboratoires souterrains

7.1 Coûts de la production d’électricité sur la base d’une durée de service annuellede 7 000 heuress (en centimes d’euro de 1990/kWh)

7.2 Coûts externes de la production d’électricité dans l’Union européenne(en centimes d’euro/kWh)

8.1 Conventions internationales sur la responsabilité civile et la réparation desdommages et couverture des dommages par les pays membres de l’OCDE

10.1 Incidence du progrès technique sur la disponibilité des ressources

Liste des tableaux


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Agence de l’OCDE pour l’énergie nucléaireLe Seine Saint-Germain – 12, boulevard des Îles

F-92130 Issy-les-Moulineaux, FranceTél. : +33 (0)1 45 24 10 15 – Fax : +33 (0)1 45 24 11 10Mél : [email protected] – Internet : www.nea.fr


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Le Secrétariat de l’AEN remercie John Rimington pour sa précieuse contribution à cet ouvrage en tantque rédacteur consultant.

L’équipe de rédaction de l’AEN était composée de Claes Nordborg (chapitre 2), Hans Riotte (chapitre 4),Miroslav Hrehor (chapitre 5), Ted Lazo (chapitre 6), Stefan Mundigl (chapitre 6, intervention en casd’accident), Peter Wilmer (chapitre 7), Julia Schwartz (chapitre 8, droit international), Carol Kessler(chapitre 8, non-prolifération), Jacques de la Ferté (chapitres 4 et 9, aspects sociaux), Robert Price, enqualité de rédacteur en chef et auteur (chapitres 1, 3, 9 et 10), et Cynthia Picot, en qualité de rédacteur.

Annette Meunier est chaleureusement remerciée pour son dévouement lors de la préparation desgraphiques et de la mise en page de cet ouvrage.

La version française de cette publication a été réalisée par le Service de traduction de l’OCDE.

Remerciements


ORGANISATION DE COOPÉRATION ET DE DÉVELOPPEMENT ÉCONOMIQUES

En vertu de l’article 1er de la Convention signée le 14 décembre 1960, à Paris, et entrée en vigueur le 30 septembre 1961,l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE) a pour objectif de promouvoir des politiques visant à :

– réaliser la plus forte expansion de l’économie et de l’emploi et une progression du niveau de vie dans les pays membres, touten maintenant la stabilité financière, et à contribuer ainsi au développement de l’économie mondiale ;

– contribuer à une saine expansion économique dans les pays membres, ainsi que les pays non membres, en voie dedéveloppement économique ;

– contribuer à l’expansion du commerce mondial sur une base multilatérale et non discriminatoire conformément auxobligations internationales.

Les pays membres originaires de l’OCDE sont : l’Allemagne, l’Autriche, la Belgique, le Canada, le Danemark, l’Espagne, lesÉtats-Unis, la France, la Grèce, l’Irlande, l’Islande, l’Italie, le Luxembourg, la Norvège, les Pays-Bas, le Portugal, le Royaume-Uni,la Suède, la Suisse et la Turquie. Les pays suivants sont ultérieurement devenus membres par adhésion aux dates indiquées ci-après :le Japon (28 avril 1964), la Finlande (28 janvier 1969), l’Australie (7 juin 1971), la Nouvelle-Zélande (29 mai 1973), le Mexique(18 mai 1994), la République tchèque (21 décembre 1995), la Hongrie (7 mai 1996), la Pologne (22 novembre 1996), la Corée(12 décembre 1996) et la République slovaque (14 décembre 2000). La Commission des Communautés européennes participeaux travaux de l’OCDE (article 13 de la Convention de l’OCDE).

AGENCE DE L’OCDE POUR L’ÉNERGIE NUCLÉAIREL’Agence de l’OCDE pour l’énergie nucléaire (AEN) a été créée le 1er février 1958 sous le nom d’Agence européenne

pour l’énergie nucléaire de l’OECE. Elle a pris sa dénomination actuelle le 20 avril 1972, lorsque le Japon est devenu son premierpays membre de plein exercice non européen. L’Agence compte actuellement 28 pays membres de l’OCDE : l’Allemagne,l’Australie, l’Autriche, la Belgique, le Canada, le Danemark, l’Espagne, les États-Unis, la Finlande, la France, la Grèce, la Hongrie,l’Irlande, l’Islande, l’Italie, le Japon, le Luxembourg, le Mexique, la Norvège, les Pays-Bas, le Portugal, la République de Corée, laRépublique slovaque, la République tchèque, le Royaume-Uni, la Suède, la Suisse et la Turquie. La Commission européenneparticipe également à ses travaux.

La mission de l’AEN est :

– d’aider ses pays membres à maintenir et à approfondir, par l’intermédiaire de la coopération internationale, les basesscientifiques, technologiques et juridiques indispensables à une utilisation sûre, respectueuse de l’environnement etéconomique de l’énergie nucléaire à des fins pacifiques ; et

– de fournir des évaluations faisant autorité et de dégager des convergences de vues sur des questions importantes qui servirontaux gouvernements à définir leur politique nucléaire, et contribueront aux analyses plus générales des politiques réaliséespar l’OCDE concernant des aspects tels que l’énergie et le développement durable.

Les domaines de compétence de l’AEN comprennent la sûreté nucléaire et le régime des autorisations, la gestion des déchetsradioactifs, la radioprotection, les sciences nucléaires, les aspects économiques et technologiques du cycle du combustible, le droitet la responsabilité nucléaires et l’information du public. La Banque de données de l’AEN procure aux pays participants des servicesscientifiques concernant les données nucléaires et les programmes de calcul.

Pour ces activités, ainsi que pour d’autres travaux connexes, l’AEN collabore étroitement avec l’Agence internationale del’énergie atomique à Vienne, avec laquelle un Accord de coopération est en vigueur, ainsi qu’avec d’autres organisationsinternationales opérant dans le domaine de l’énergie nucléaire.

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Nuclear Energy Today

LES ÉDITIONS DE L’OCDE, 2 rue André-Pascal, 75775 Paris Cedex 16N° OCDE 53078 2003ISBN 92-64-10329-5

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d’exploitation du droit de copie (CFC), 20, rue des Grands-Augustins, 75006 Paris, France. Tél. (33-1) 44 07 47 70. Fax (33-1) 46 34 67 19,pour tous les pays à l’exception des États-Unis. Aux États-Unis, l’autorisation doit être obtenue du Copyright Clearance Center, Service Client,(508) 750-8400, 222 Rosewood Drive, Danvers, MA 01923 USA, ou CCC Online : http://www.copyright.com/. Toute autre demanded’autorisation ou de traduction totale ou partielle de cette publication doit être adressée aux Éditions de l’OCDE, 2, rue André-Pascal,75775 Paris Cedex 16, France.


L’énergie nucléaire aujourd’hui - Nuclear Energy Agency · le socle sur lequel les...

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