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Voici les questions posées par le public. Nous affichons les réponses obtenues du maà®tre d'ouvrage, après vérification par la CPDP.

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Thème séléctionné : Les coà»ts respectifs des différentes solutions de gestion

Question de : Peillet Gérard St Nazaire 30200
A la lecture des informations, il semble difficile d'évaluer les coà»ts futurs de la gestion des déchets ntamment HAVL, sont-ils (ces coà»ts projetés) intégrés au prix du kwh de notre facture EDF ? Si non seront-ils à  la charges de nos descendants qui n' auront pas eu le plaisir de les consommer ?

Réponse de : DGEMP
Réponse d'EDF :

Le coà»t complet de production de l’électricité, tel qu’il est payé par le consommateur, intègre toutes les composantes du coà»t, depuis la construction des centrales (investissement), en passant par leur fonctionnement (exploitation, maintenance) et jusquâ€™à  leur démantèlement. Les coà»ts de traitement des combustibles, de stockage des déchets ultimes et de démantèlement, mais aussi les coà»ts liés à  la sà»reté, sont inclus dans le coà»t de l’électricité d’origine nucléaire. La prise en compte de ces charges pour traitement des déchets, démantèlement des centrales et gestion des déchets radioactifs se traduit dans les comptes d’EDF par l’existence de provisions établies selon les règles comptables nationales et internationales en vigueur, de manière à  ne pas faire payer aux générations futures les coà»ts des charges présentes.

En ce qui concerne le coà»t de la gestion des déchets radioactifs, il convient de distinguer la situation des déchets de haute activité et de moyenne activité à  vie longue de celle des autres déchets radioactifs. Les déchets de très faible activité, de faible et moyenne activité à  vie courte font en effet l’objet de solutions de gestion définitives déjà  mises en Ĺ“uvre et dont le coà»t est donc connu de manière précise.

Pour les déchets de haute activité et de moyenne activité à  vie longue, aucune solution de gestion pour le long terme n’a été définie, ceux-ci font donc l’objet de recherches menées dans le cadre de la loi du 30 décembre 1991 selon 3 axes : la séparation poussée – transmutation, le stockage souterrain en couches géologiques profondes, le conditionnement et l’entreposage de longue durée en surface.

Afin de prendre en compte la charge de long terme constituée par la gestion des déchets radioactifs de haute activité et de moyenne activité à  vie longue dans leurs provisions, les producteurs de déchets retiennent aujourd'hui comme hypothèse le coà»t d'un stockage en couches géologiques profondes, conformément aux pratiques internationales. Dans le cadre de ces travaux de recherche, l'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra) a en effet régulièrement évalué le coà»t d'une telle installation. En 2004, un groupe de travail réunissant l'Andra, les producteurs de déchets et les principales administrations concernées a permis de mettre à  jour l'évaluation du coà»t d'un stockage géologique sur la base des dernières études de conception menées en 2003 par l'Agence.

Question de : MARTIN Jean-Paul CHERBOURG OCTEVILLE 50100
Les radio nucléides à  vie longue ont une énergie de rayonnement, dans leur décroissance radioactive, faible, voire très faible, par opposition aux radionucléides comme étant désignés à  vie courte dont le niveau d'énergie est notable.
De ce fait, les énergies d'émission des radionucléides à  vie longue ne sont pas très contraignantes du point de vue des précautions sanitaires.
Mais, parmi ces produits à  vie longue, les actinides (majeurs ou mineurs) c'est-à -dire l'uranium (235 U et 238 U), le neptunium (237 Np), l'américium (241 Am), le curium (244 Cm), sont des émetteurs de particules alpha dont l'ingestion est particulièrement nuisible à  l'organisme (du fait de "la dose engagée" pour certains organes du corps humain), ce qui conduit à  considérer comme nécessaire leur transmutation en produits à  vie courte et qui deviennent, de ce fait, des émetteurs de rayonnement bàŞta (émetteurs bàŞta moins en général), alors beaucoup moins contraignants vis à  vis des précautions sanitaires pour l'homme.
Dans ces conditions, pouvez-vous me préciser les raisons qui conduisent à  un développement coà»teux et aujourd'hui incertain, pour transmuter les produits de fission à  vie longue, tels que l'iode 129, le technicium 99, ou encore le césium 135, et dont l'énergie d'émission est déjà  également faible voire très faible, et qui ne sont pas des émetteurs de particules alpha (Ils sont déjà  des émetteurs bàŞta moins). Donc ces trois produits de fission présentent déjà  tous les caractères des radionucléides à  vie courte et sont, de ce fait, pas plus contraignants que lesdits produits de fission à  vie courte.

Notons aussi que la concentration maximum admissible (CMA) dans l'air notamment, pour ces produits de fission à  longue période et faible énergie est de l'ordre de 100 fois à  1000 fois plus élevée que pour les actinides (ce qui traduit bien leur nocivité moindre).

Le contrepoint de cette question est celle du traitement envisagé pour les mines d'uranium (qu'elles soient à  ciel ouvert ou souterraines), dont le minerai est très riche en uranium (comme par exemple certaines mines du Canada) et qui constituent de ce fait, c'est-à -dire de par la nature du minerai, un actinide majeur émetteur alpha (rappelons-nous, à  ce sujet, le fonctionnement "naturel" du réacteur d'OKLO qui avait engendré une énergie thermique d'origine nucléaire de l'ordre de celle fournie par une tranche électronucléaire de 900 mégawatts avec usure complet du coeur).
Envisage-t-on par exemple "d'enfouir" les mines d'uranium ? Ou de les transmuter ? (Vaste programme). Ou doit-on les considérer comme "un entreposage naturel" ? Ce qui ouvrirait la voie à  toutes les formes actuelles d'entreposage en subsurface. Qui pourraient alors àŞtre considérés comme pérennes !
Je vous remercie de bien vouloir me fournir des éléments de réponse sur ces diverses questions. Je souhaite, si possible, que la formulation des réponses soit exprimée dans une rhétorique claire et technique, et non pas sous la forme d'un message transcrit dans l'habituelle "langue de bois" du politiquement correct.

Réponse de : DGEMP
Réponse du ministère de l'Industrie :

L’axe 1 de la loi de 1991 concerne l’étude de solutions permettant la séparation poussée / transmutation des éléments radioactifs à  vie longue présents et concentrés dans les solutions issues du traitement des combustibles usés Ces études (pilotées par le Commissariat à  l’énergie atomique ou CEA) ont porté non seulement sur les actinides mineurs (américium, curium, neptunium) mais aussi sur les produits de fission. Ainsi, les procédés de séparation poussée se sont intéressés à  ces deux grandes familles et ont permis d’apporter des éléments significatifs dans les deux cas de figure. Si le plutonium et les actinides mineurs (américium, curium, neptunium) constituent la contribution la plus importante à  l’inventaire radiotoxique du combustible usé, celle des produits de fission est marginale après les premières centaines d’années.

Concernant la transmutation, les résultats obtenus permettent de conclure à  la faisabilité de la transmutation des actinides mineurs (américium, curium et neptunium), notamment avec des réacteurs dits à  neutrons rapides.

Concernant la transmutation des produits de fission à  vie longue, les résultats sont en revanche plus mitigés. La transmutation du technétium 99 apparaà®t faisable et l’expérience Anticorp 1 actuellement dans le cĹ“ur du réacteur Phénix devrait permettre de le confirmer, mais le gain obtenu en terme de réduction de la nocivité (ou radiotoxicité) des éléments obtenus serait faible. La transmutation du césium 135 à  vie longue, sans une séparation isotopique préalable, n’apporterait aucun gain radiotoxique du fait de l’abondance de l’isotope 133 du césium. Pour l’iode, il n’a pas été possible de trouver un composé chimique stable sous irradiation qui permettrait l’introduction et le maintien de l’iode 129 en réacteur pendant la durée nécessaire à  sa transmutation ; les recherches sur cette voie ont donc été suspendues. Finalement, la transmutation des produits de fission à  vie longue, tels que le technétium 99, l’iode 129 et le césium 135 n’apparaà®t donc que très peu attractive et faisable uniquement pour le technétium 99.

Ces résultats conduisent donc aujourd’hui à  considérer les actinides mineurs comme prioritaires pour les travaux de recherche menés dans le cadre de l’axe 1. Ces éléments sont d’ailleurs, après le plutonium, les principaux contributeurs à  la radiotoxicité des colis de déchets. Toutefois, les modélisations relatives à  un stockage en couches géologiques profondes (axe 2 de la loi) en milieu argileux ont montré que les actinides mineurs dont très peu mobiles et seraient piégés dans la rcohe hà´te très rapidement alors que certains produits de fission pourraient sur le long terme se déplacer plus facilement. Ceci justifierait donc que les études sur l’axe 1 n’écartent pas trop vite le cas des produits de fission et puissent d’intéresser à  eux avec le màŞme degré d’investigation que dans le cas des actinides mineurs.

Il appartient maintenant au Parlement, sur la base du bilan des recherches pilotées par le CEA dans le cadre de l’axe 1 de décider du devenir de cet axe de recherche et peut-àŞtre d’en restreindre clairement la portée aux seuls actinides mineurs comme vous le suggérez.

En ce qui concerne les mines d’uranium, il est exact que les gisements actuellement en exploitation ont des teneurs relativement élevées en uranium : ils contiennent de l'ordre de 1 à  10 kilogrammes d'uranium par tonne de minerai extrait, et certains gisements exceptionnellement riches peuvent contenir jusqu'à  une centaine de kilogrammes d'uranium par tonne de minerai. Par comparaison, l’uranium est répandu à  raison d’une moyenne de 3 grammes par tonne sur toute l’écorce terrestre.

Les régions minières d’uranium conduisent généralement à  une exposition de l’ordre de 6 à  10 mSv/an. A titre de comparaison, le niveau de radioactivité naturelle est en moyenne égal à  2,4 mSv/an. Certaines régions dans le monde ont par ailleurs des taux de radioactivité naturelle très élevés : ainsi de la région du Kerala en Inde (près de 32 millions d’habitants), oàą les doses (d’origine tellurique, hors radon) sont de 2 à  40 mSv/an du fait de la concentration élevée de thorium dans le sol.

Dans les régions minières, tant que le minerai n’est pas exploité, aucune action humaine n’est envisagée pour diminuer cette radioactivité, car elles ne trouveraient aucune justification du point de vue sanitaire compte tenu de l’état des connaissances et des moyens économiques disproportionnés que cela pourrait nécessiter. Un peu comme si on suggérait d’éloigner les étoiles de la Terre, étant donné que leur rayonnement contribue aussi à  la dose de radioactivité naturelle que nous recevons.

Ceci étant dit, des précautions sont prises pour protéger les populations et l’environnement proches de ces mines. Une partie des stériles et des résidus d’une mine exploitée peut présenter des concentrations en uranium mesurables et des précautions ont été prises en France dans les années 80 pour améliorer la gestion de ceux dont la teneur en uranium est supérieure à  0,3%.

La transmutation de ces résidus miniers et stériles ne sera en toute vraisemblance pas envisagée, mais au terme de leur exploitation, les sites miniers sont réaménagés afin qu'ils s'intègrent au mieux dans l'environnement et n’aient pas d’impact sur les populations. Les installations de traitement des minerais et les autres bà˘timents industriels font l'objet d'une décontamination chimique et radiologique, avant d'àŞtre, le plus souvent, démantelés, sauf si un autre usage satisfaisant peut leur àŞtre donné. Les résidus du traitement des minerais sont stockés dans des bassins spécialement aménagés ou d'anciennes mines à  ciel ouvert. Ils sont recouverts d'une couche de matériaux propres à  la revégétalisation. Après réaménagement, la surveillance de l'environnement se poursuit sur l'ensemble du site et des études sont menées pour vérifier l’absence d’impact à  long terme.

Question de : PERSONNE ANONYME PARIS
Quels calculs économiques ont-ils été menés sur les différentes stratégies de gestion des déchets?
Quels scénarios d'implosion sociétales sont pris en compte. Oàą trouve-t-on ces études

Réponse de : DGEMP
Signataire : Ministère

Dans le cadre des travaux menés sur les axes de recherche définis par la loi du 30 décembre 1991, un certain nombre d’évaluations économiques ont été menées par l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra) et par le Commissariat à  l’énergie atomique (CEA) et présentés notamment dans les dossiers de synthèse des recherches de ces établissements disponibles sur leurs sites Internet.

Ainsi, pour l’axe 2, différents scénarios de gestion des déchets ont été étudiés par l’Andra et ont systématiquement donné lieu à  des chiffrages économiques. Ainsi, dans le cas du traitement de l’ensemble des combustibles usés produits par le parc nucléaire actuel, l’Andra estime à  15 Md€ environ le coà»t d’une installation de stockage. Si les Parlementaires décidaient en 2006 la poursuite des recherches sur le stockage en couches géologiques profondes, des réévaluations périodiques seraient nécessaires afin de prendre en compte les évolutions éventuelles, notamment concernant certains paramètres aujourd’hui non encore figés comme les inventaires de déchets ou encore la méthode de construction et d’exploitation de l’installation.

Dans le cadre des études menées sur le conditionnement et l’entreposage de longue durée (axe 3), le CEA a également réalisé quelques évaluations du coà»t d’un entreposage de longue durée. Ceux-ci dépendent bien entendu de l’inventaire des déchets à  entreposer. Le coà»t d’un entreposage de longue durée serait de l’ordre de 1 à  2 milliards d’euros d’investissement, auquel il faut ajouter un coà»t d’exploitation d’une dizaine de millions par an. Il convient de garder à  l’esprit qu’un entreposage de longue durée ne constitue pas une solution de gestion définitive et quâ€™à  ce coà»t doit donc àŞtre additionné le coà»t de gestion de ces déchets à  l’issue de la période d’entreposage.

Enfin, les recherches menées sur l’axe 1 – la séparation poussée / transmutation – montrent que, si cette solution de gestion offre des perspectives très intéressantes en terme de réduction de la nocivité des déchets ultimes, de nombreuses recherches sont encore nécessaires pour passer à  des applications industrielles. Il s’agit en effet de mettre au point de nouveaux ateliers de séparation ou de nouveaux types de réacteurs nucléaires dont le déploiement industriel est envisagé au plus tà´t à  l’horizon 2040 – 2045. Il est donc très difficile de se prononcer à  ce stade sur les coà»ts prévisionnels de cet axe. En outre, il convient de garder à  l’esprit que les technologies de l’axe 1, aussi poussées soient-elles ne permettront pas de réduire à  zéro le volume et la radioactivité des déchets de haute activité produits et s’inscrit donc dans une démarche d’optimisation complémentaire des axes 2 et 3. De plus, si ces technologies étaient mises en Ĺ“uvre, les réacteurs réalisant la transmutation pourraient àŞtre de type électrogène et l’évaluation des coà»ts de l’axe 1 devrait donc se faire sur la base d’un bilan global prenant en compte la production d’électricité induite et les bénéfices liés à  la séparation poussée / transmutation vis à  vis de la gestion des déchets radioactifs grà˘ce aux autres axes (entreposage / stockage).