Utilisateur:ReDwolf/Thorium
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[modifier] Propriétés neutroniques du thorium et utilisation dans un REP
Le principal obstacle à l’utilisation du thorium comme combustible nucléaire consiste en la nature des ressources naturelles qui se présentent sous la forme de l’isotope 232, noyau non fissile. En effet, c’est un noyau fertile (en réacteur thermique) dont le seuil de fission est de 1,05 MeV (contre 0,92 MeV pour l’uranium 238). De plus, on peut noter que, dans le domaine rapide, l’uranium 238 a une section efficace de fission 3 à 5 fois supérieure à celle du thorium 232. L’absence de ressources naturelles fissiles conduit à l’obligation d’amorcer un éventuel cycle au thorium avec d’autres noyaux.
On trouve ci-après les chaînes d’évolution sous irradiation du thorium 232 et de l’uranium 238.
à remplir
La comparaison entre ces deux chaînes suscite plusieurs remarques.
- La section de capture du thorium 232 en spectre thermique est trois fois plus grande que celle de l’uranium. Cela implique que le combustible devra subir un sur-enrichissement par rapport à l’UO2 classique, de sorte à compenser la perte de réactivité due aux captures fertiles. Cela a aussi pour conséquence de favoriser les captures fertiles par rapport aux captures stériles dans le modérateur ou les matériaux de structure. Les neutrons non nécessaires à la réaction en chaîne seront donc utilisés plus efficacement. On devra donc s’attacher à déterminer quel phénomène prédomine, notamment pour les hauts burnups qui n’ont pas été abordés dans les précédentes études.
- Le thorium 233 et l’uranium 239 ont des comportements semblables avec une décroissance béta- rapide qui minimise leur temps de présence en réacteur.
- Dans un réacteur à l’UO2, le plutonium 239 est formé par décroissance béta- à partir du neptunium 239 avec une période relativement courte de 2,3 jours. En revanche, pour un combustible au thorium, l’uranium 233 est formé par décroissance béta- à partir du protactinium 233 avec une période de 27,4 jours. Cette demi-vie relativement longue n’est pas sans effet sur le comportement en réacteur. D’une part, la quantité de 233Pa en réacteur sera environ dix fois plus grande que la quantité de 239Np pour un combustible UOX, ce qui conduira à des captures plus nombreuses. D’autre part, après l’arrêt du réacteur, on aura une remontée de la puissance sous l’effet de la formation d’uranium 233 qui rendra nécessaire l’utilisation de barres d’anti-réactivité supplémentaires.
- En ce qui concerne les éléments fissiles de chacune des chaînes d’évolution, on constate pour l’uranium 233 une section efficace de fission plus faible de 22 % par rapport à celle du plutonium 239, mais une section efficace de capture plus faible de 83 % pour l’uranium 233 par rapport au plutonium 239 (à 0,025 eV). Ceci peut être résumé par le facteur alpha = sigmac/sigmaf dont les valeurs sont données dans le tableau A4 issu de [2]. Ce tableau donne aussi les valeurs de l’intégrale de résonance pour des neutrons d’énergie 0,0625 eV à 10 MeV. Là encore l’uranium 233 est avantagé par rapport au plutonium 239, mais le phénomène d’autoprotection réduit l’effet de ces résonances. On peut conclure de ce tableau que l’uranium 233 semble être un meilleur combustible que le plutonium 239 en spectre thermique.
- Les chaînes de décroissance mettent aussi en regard l’uranium 235 dans la chaîne du thorium et le plutonium 241 dans celle de l’uranium 238. Les sections efficaces à 0,025 eV rendent compte d’un avantage pour l’uranium 235 du point de vue de alpha, tandis que les intégrales de résonance inversent cette tendance pour les neutrons de plus forte énergie. Cependant, on verra que les masses de ces deux isotopes mises en jeu sont moins élevées que celles d’uranium 233 et de plutonium 239 ; ces deux isotopes ont donc un effet moindre sur la gestion du combustible.
- Le dernier point important concerne la possibilité de surgénération en spectre thermique pour le couple thorium 232/uranium 233. En effet, le facteur éta de l’uranium 233 vaut 2,300, c’est-à-dire qu’on a suffisamment de neutrons pour assurer, à la fois, la réaction en chaîne et la régénération du combustible. En spectre thermique, le facteur éta de l’uranium 235 comme du plutonium (239 ou 241) n’est pas suffisant pour assurer la surgénération à cause des fuites (le plutonium peut contribuer à la surgénération en spectre rapide). D’ailleurs, la faisabilité de la surgénération de l’uranium 233 en spectre thermique a été démontrée expérimentalement dans le réacteur de Shippingport.
D’autres propriétés neutroniques peuvent être mises en avant concernant le thorium et le cycle du combustible associé.
La fission de l’uranium 233 produit une faible proportion de neutrons retardés, ce qui est préjudiciable à la cinétique, donc au pilotage du réacteur. Le plutonium 239 a certes un béta du même ordre de grandeur mais il faut prendre en compte le facteur du plutonium 241 présent en quantité non négligeable avec l’isotope 239. Enfin, le thorium contribue si peu aux fissions (de l’ordre de 1 % pour un cœur 232Th/233U) que sa participation n’est pas suffisante pour ralentir la cinétique du réacteur. En ce qui concerne les produits de fission, le rendement de fission du 135Xe et celui de 149Sm et 151Sm sont plus faibles pour l’uranium 233 que pour les autres noyaux fissiles. Comme ces produits de fission sont des poisons neutroniques, cette caractéristique améliore l’économie de neutrons pour un combustible au thorium. De plus, les autres produits de fission formés à partir de l’uranium 233 sont de dix à vingt fois moins absorbants que ceux formés par les autres noyaux fissiles. Le décalage du spectre des produits de fission est dû en partie au plus faible numéro atomique de l’uranium 233 par rapport aux isotopes du plutonium.
Cette caractéristique a un autre effet majeur sur le cycle du thorium et concerne les déchets. En effet, les noyaux formés par capture neutronique sur le thorium 232 sont plus légers que ceux formés à partir de l’uranium 238, ce qui a pour effet de réduire la quantité de transuraniens produits. Par un simple effet de longueur de chaîne de formation, on a potentiellement une réduction de la radiotoxicité du combustible irradié et des déchets, ce qui peut s’avérer intéressant à long terme.
En revanche, à plus court terme, la manipulation du combustible irradié est rendue délicate par la présence d’uranium 232, produit par réaction (n, 2n) sur l’uranium 233 qui contient parmi ses descendants radioactifs deux émetteurs gamma de haute énergie : le bismuth 112 (E = 1,8 MeV) et le thallium 208 (Egamma = 2,6 MeV). Ces émetteurs posent un problème du point de vue de la radioprotection et impliquent la nécessité de travailler en environnement blindé pour le retraitement du combustible d’où une augmentation des coûts et des risques liés à l’aval du cycle. En revanche, cette caractéristique permet de limiter la prolifération du combustible irradié en favorisant la détection de l’uranium 233.
En ce qui concerne l’amont du cycle, le thorium est principalement issu de la monazite (phosphate de cérium). La radioprotection au niveau de la mine est facilitée par la faible période (55,6 s) du radon issu du thorium (220Rn), ce qui l’empêche de s’échapper des résidus miniers (pour rappel, le radon 222 issu de l’uranium a une période de 3,8 jr). Mais ce minerai contient fréquemment de l’uranium en plus du thorium, ce qui n’est pas sans conséquence à plus long terme. Alors que les descendants du thorium possède des périodes relativement courtes (la plus longue est de 5,7 ans pour le radium 228), l’uranium qui n’est pas forcément extrait conjointement pour raison économique possèdent des descendants plus dangereux. En particulier, le radium 226 est très radiotoxique.
Pour synthétiser :
- Lorsque l’uranium est extrait avec le thorium la radiotoxicité résiduelle est plus faible que celle des résidus de l’extraction de l’uranium ;
- Si l’uranium est abandonné avec les résidus miniers, la radiotoxicité est d’abord plus faible, puis devient plus importante au bout de 300000 ans par rapport à l’extraction de l’uranium.
Cette étude des propriétés neutroniques du thorium ne permet pas de conclure quant à son intérêt en REP. Toutefois, aucune limitation majeure ne s’oppose à son utilisation en spectre thermique. Les calculs devront donc préciser l’influence relative de tous ces phénomènes.
[modifier] Propriétés physiques de l’oxyde de thorium ThO2
Cette étude concerne uniquement les REP et cherche à utiliser au maximum la technologie existante. Aussi, ne considère-t-on le combustible que sous forme d’oxydes (certaines études évoquaient la possibilité d’utiliser le combustible métallique). L’oxyde de thorium possède un très haut point de fusion qui renforce la sécurité du combustible (il est d’ailleurs utilisé pour certains réfractaires de hautes performances). En revanche, sa densité plus faible par rapport aux autres oxydes peut s’avérer un inconvénient en ce qui concerne la masse de combustible à charger (pour un même volume caractérisant le cœur, on aura moins de noyaux lourds).
Les autres propriétés des oxydes sont largement semblables et on admettra qu’un combustible homogène possède des caractéristiques physiques proportionnelles aux teneurs de chacun de ses constituants. Les expérimentations menées sur ces oxydes ne rendent pas compte de difficultés particulières à la fabrication.
De plus, on note que cette étude se fixant l’objectif de pouvoir utiliser les crayons combustibles dans les REP sans modification des assemblages, on conservera le rapport de modération actuel (environ 2) qui n’est pas forcément optimal en ce qui concerne un combustible au thorium (un assemblage sous-modéré permet de réduire les captures stériles dans l’eau au profit du facteur de conversion).
[modifier] Précédentes réalisations et projets
Sont décrits ici quelques réalisations et expériences passées ainsi que des projets de cycle au thorium.
[modifier] Réacteur de Shippingport
De 1977 à 1982, au prix de prouesses techniques, le réacteur de Shippingport a atteint un facteur de conversion de 1,014 avec un cœur thorium/uranium 233. Ce réacteur de 60 MWé à eau pressurisée a démontré la faisabilité de la surgénération en spectre thermique. On retiendra que ce résultat n’a été obtenu que grâce à une réduction drastique des fuites et des captures stériles :
- sous-modération pour éviter les captures dans l’eau ;
- couvertures fertiles au thorium ;
- noyau nourricier mobile pour le contrôle de la réactivité.
Ce démonstrateur est donc un bon indicateur de la possibilité d’atteindre en REP de hauts taux de conversion.
[modifier] Réacteurs à eau bouillante
Des tests d’irradiation d’éléments combustibles (Th,Pu)O2 ont été réalisés dans le REB de Lingen (60 MWé, Allemagne), tandis que le REB de Elk River a fonctionné au début des années 60 avec un combustible (Th,235U)O2 très enrichi en uranium 235. Les REB ont des rapports de modération faibles, ce qui favorise la conversion (moins de captures dans le modérateur).
[modifier] Autres filières de réacteur
La plupart des filières de réacteur dispose de projets concernant le thorium.
- L’Inde travaille activement au développement d’un réacteur à eau lourde au thorium. Le concept AHWR d’une puissance de 250 MWé utiliserait un cœur thorium/uranium 233 autogénérateur en uranium alimenté par des crayons MOX.
- Le thorium a déjà été expérimenté en HTR. Le spectre très épithermique du HTR et les bonnes capacités réfractaires du thorium encouragent cette association. Des réacteurs expérimentaux ont fonctionné en Allemagne, en Angleterre et aux Etats-Unis avec des résultats satisfaisants.
- Les RSF s’accommodent particulièrement bien de combustibles au thorium grâce à leur bonne économie de neutrons (retraitement en ligne avec séparation des produits de fission). De plus, l’utilisation d’un combustible thorium/uranium 233 permet d’éviter la formation de plutonium. Un réacteur de 8 MWth a fonctionné à Oak Ridge de 1965 à 1969 et un concept commercial a été étudié (MSBR) mais abandonné en 1976 dans un contexte peu favorable.
- Enfin, l’introduction de thorium dans les RNR a été envisagée sous forme de couvertures fertiles afin de fabriquer de l’uranium 233 grâce à l’excès de neutrons dont bénéficient ces réacteurs.
[modifier] Concept de réacteur au thorium « Radkowsky »
Alvin Radkowsky a proposé un concept d’assemblage comprenant un noyau nourricier à l’uranium enrichi (combustible métal en alliage de zirconium) entouré de couvertures fertiles uranium/thorium. Destiné à réduire les risques de prolifération et à atteindre de hauts burnups, le concept semble prometteur. Toutefois, sa mise au point nécessiterait la confirmation de la tenue sous irradiation du combustible métallique, notamment pour les burnups très élevés recherchés (150000 MW.jr/tML), mais aussi des gaines en alliage de zirconium des couvertures fertiles qui devraient rester dix ans en réacteur et atteindre un burnup de 100000 MW MW.jr/tML. La complexité du plan de chargement –destiné à maintenir la sûreté du réacteur impacterait certainement la disponibilité du réacteur. Enfin ce concept impose l’utilisation d’uranium relativement enrichi (en restant toutefois sous la limite des 20 %), ce qui n’est pas sans effet sur le coût du combustible et la quantité de déchets (uranium appauvri).
[modifier] Les thèmes du débat
[modifier] L'énergie nucléaire dans le cadre de la lutte contre le réchauffement climatique
Les émissions de gaz à effet de serre sont identifiés de manière assez consensuelle comme causes d'un réchauffement climatique global. La production électro-nucléaire émet, selon un rapport [1] de l'Agence pour l'Energie Nucléaire de l'OCDE, peu de GES par rapport à la production fossile et du même ordre de grandeur que les énergies renouvelables.
| Energie/Technologie | Emission des centrales |
Autres étapes de la filière |
Total |
| LIGNITE | |||
|---|---|---|---|
| Technologie des années 90 (borne supérieure) | 359 | 7 | 366 |
| Technologie des années 90 (borne inférieure) | 247 | 14 | 261 |
| Technologie de 2005-2020 | 217 | 11 | 228 |
| CHARBON | |||
| Technologie des années 90 (borne supérieure) | 278 | 79 | 357 |
| Technologie des années 90 (borne inférieure) | 216 | 48 | 264 |
| Technologie de 2005-2020 | 181 | 25 | 206 |
| PETROLE | |||
| Technologie des années 90 (borne supérieure) | 215 | 31 | 246 |
| Technologie des années 90 (borne inférieure) | 195 | 24 | 219 |
| Technologie de 2005-2020 | 121 | 28 | 149 |
| GAZ NATUREL | |||
| Technologie des années 90 (borne supérieure) | 157 | 31 | 188 |
| Technologie des années 90 (borne inférieure) | 99 | 21 | 120 |
| Technologie de 2005-2020 | 90 | 16 | 105 |
| SOLAIRE PHOTOVOLTAIQUE | |||
| Technologie des années 90 (borne supérieure) | 0 | 76.4 | 76.4 |
| Technologie des années 90 (borne inférieure) | 0 | 27.3 | 27.3 |
| Technologie de 2005-2020 | 0 | 8.2 | 8.2 |
| HYDRAULIQUE | |||
| Centrales de lac (Brésil, théorique) | 0 | 64.6 | 64.6 |
| Centrales de lac (Allemagne, borne supérieure) | 0 | 6.3 | 6.3 |
| Centrales de lac (Canada) | 0 | 4.4 | 4.4 |
| Centrales au fil de l'eau (Suisse) | 0 | 1.1 | 1.1 |
| BIOMASSE | |||
| Borne supérieure | 0 | 16.6 | 16.6 |
| Borne inférieure | 0 | 8.4 | 8.4 |
| EOLIENNE | |||
| Puissance installée 25% (Japon) | 0 | 13.1 | 13.1 |
| Puissance installée <10%, terrestre (Suisse) | 0 | 9.8 | 9.8 |
| Puissance installée 10%, terrestre (Belgique) | 0 | 7.6 | 7.6 |
| Puissance installée 35%, sites côtiers (Belgique) | 0 | 2.5 | 2.5 |
| Puissance installée 30%, sites côtiers (RU) | 0 | 2.5 | 2.5 |
| NUCLEAIRE | |||
| Borne supérieure | 0 | 5.7 | 5.7 |
| Borne inférieure | 0 | 2.5 | 2.5 |
 |
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[modifier] Problématique des déchets radioactifs
- Article détaillé : Déchets radioactifs.
Les déchets radioactifs sont issus majoritairement de l'industrie électro-nucléaire. Comme les autres déchets industriels, les déchets radioactifs se caractérisent par un degré et une durée de nocivité. Parmi l'ensemble des déchets de la filière, la gestion des déchets à vie longue (de l'ordre du million d'années de durée de nocivité) fait particulièrement débat. Les principales interrogations portent sur la quantité de ces déchets, la possibilité technico-économique de les gérer sur le très long terme et les fondements éthiques sous-jacents à une réflexion pluri-générationnelle.
[modifier] Définitions des déchets radioactifs
[modifier] Définition qualitative
Un déchet radioactif est une matière radioactive classifiée comme déchet. Cette classification repose sur des définitions légales. La prise en compte d'autres définitions conduit à évaluer différemment la quantité de déchets radioactifs. Par ailleurs, le mode de gestion du déchet a une influence sur la présentation des inventaires.
Les résidus miniers sont des matières faiblement radioactives issues de l'extraction d'uranium, de thorium mais aussi d'autres minerais contenant une faible proportion de radio-éléments. Ces résidus sont réintégrés à l'environnement sur site, en comblant les excavations par exemple. Ce sont des déchets au sens où ils n'ont pas d'emploi subséquent. En revanche, leur catégorisation en tant que déchet radioactif dépend de leur activité résiduelle qui diffère selon le traitement subi par le minerai et le taux d'extraction des matières radioactives.
Les rejets radioactifs des centrales nucléaires ou des installations du cycle du combustible sont soumis à autorisation. Ces déchets sont gérés par dilution au sein de masses de fluide importantes : atmosphère pour les rejets gazeux, océan pour les rejets liquides. Etant donné que ces matières ne sont pas accumulées mais évacuées au fur et à mesure de leur production, elles n'aparaissent pas dans les inventaires de déchets à gérer.
Les déchets de moyenne activité et à vie longue (MA-VL) sont des déchets d'activation. Ils ne comportent pas ou très peu de matières fissiles, de transuraniens ou de produits de fission. La notion de déchets de haute activité et à vie longue (HA-VL) est plus controversée. La définition légale en France renvoie à des matières radioactives qui n'ont pas d'emploi subséquent, qui ne sont pas valorisables. Ainsi, selon les pays et la stratégie de cycle mise en oeuvre (retraitement ou stockage direct), le combustible irradié fait ou non parti de l'inventaire des déchets HA-VL.
En France, le scénario privilégié en 2006 par EDF est le retraitement de l'ensemble des matières valorisables, à court terme sous la forme de MOX et d'URE, à plus long terme dans des réacteurs nucléaires avancés soumis à R&D. Dans ce cadre, l'Andra produit l'inventaire des déchets à fin 2004.
| Type de déchet | Volume |
| HA | 1 851 |
|---|---|
| MA-VL | 45 518 |
| FA-VL | 47 124 |
| FMA-VC | 793 726 (dont 695 048 stockés) |
| TFA | 144 498 (dont 16 644 stockés) |
| Sans catégorie | 589 |
| Total | 1 033 306 (dont 711 692 stockés) |
D'autres scénarii sont cependant envisagés (par exemple par les opposants à l'énergie nucléaire). Dans ces scénarii alternatifs, l'application de la définition de déchet comme matière n'ayant pas d'emploi subséquent conduit à considérer d'autres matières radioactives comme déchet.
- Le premier scénario envisagé est un retraitement partiel des combustibles irradiés, voire l'arrêt du retraitement. Dans ce cadre, tout ou partie des stocks de combustible irradié devient de facto un déchet.
- L'autre principal scénario alternatif est "l'arrêt du nucléaire". Ce scénario admet des variantes selon les activités arrêtées : nucléaire militaire (armement et propulsion), production électro-nucléaire, médecine nucléaire. Par ailleurs, d'autres activités non nucléaires produisent également des déchets radioactifs. Dans ce cadre, tout ou partie des stocks de matières radioactives valorisables devient de facto un déchet.
En France, l'inventaire de l'Andra évalue ces stocks (à fin 2004).
| Type de matière | Volume |
| Stock d'uranium appauvri issu des usines d'enrichissement | 240 000 t |
|---|---|
| En-cours d'hexafluorure d'uranium dans les usines d'enrichissement | 3 100 t |
| Combustible en utilisation dans les centrales EDF (tous types), en tonnes de métal lourd | 4 955 t |
| Combustibles usés à l'oxyde d'uranium EDF en attente de traitement, en tonnes de métal lourd | 10 700 t |
| Uranium de traitement enrichi (URE) | 200 t |
| Mixtes Uranium - Plutonium (MOX) | 700 t |
| Uranium de traitement (part française EDF, AREVA, CEA) | 18 000 t |
| Combustible du réacteur Superphénix (part française) | 75 t |
| Combustible du réacteur EL4 de Brennilis (propriété CEA et EDF) | 49 t |
| Plutonium non irradié, d'origine électronucléaire ou recherche (part française) | 48,8 t |
| Combustibles de recherche du CEA civil | 63 t |
| Combustibles de la Défense | 35 t |
| Thorium (stocks du CEA et de RHODIA) | 33 300 t |
| Matières en suspension (stock de RHODIA) | 19 585 t |
Les matières utilisées pour la fabrication des armes ou au titre de stocks straégiques sont couvertes par le secret-défense. Elles ne sont donc pas recensés dans l'inventaire français réalisé par l'Andra.
Le débat sur ces questions de définition des déchets radioactifs renvoie ainsi au débat plus général de l'avenir de la production électro-nucléaire, tant en terme de maintien de l'option nucléaire qu'en terme de choix de stratégie en cas de maintien de l'option nucléaire.
[modifier] Quantité de déchets
Il existe plusieurs comptabilités des déchets radioactifs. Il y a les déchets produits à date, les déchets engagés ainsi que les déchets prévisibles. Les prévisions de volumes de déchets reposent alors sur la définition de différents scénarii (durée de vie des réacteurs, taux de combustion, pertes au cours du retraitement, ...) que les différents acteurs du débat utilisent selon leurs propres modalités.
Par ailleurs, un point particulier est souvent mis en avant au cours du débat : il s'agit de la prise en compte du conditionnement des déchets dans les volumes indiqués. On peut ainsi distinguer plusieurs volumes : le déchet en lui-même, le colis de déchet avec sa matrice, le colis de déchet conditionné et jusqu'au colis de stockage (dans ce cadre) qui comprend éventuellement un sur-conteneur. Ces différentes définitions alimentent une certaine confusion dans le débat où chacun des acteurs emploie la définition qu'il estime la plus pertinente.
[modifier] Gestion des déchets
[modifier] Déchets à vie longue
Les principales problèmatiques débattues reposent sur les modalités de gestion des déchets, la sûreté à long terme des différents modes de gestion et le financement.
Les différentes modalités de gestion de long terme identifiées en 2006 comprennent :
- le stockage des déchets dans un milieu qui retarde le relachement des radio-nucléides sur une échelle de temps compatible avec leur décroissance radioactive (sur le fond océanique tel que pratiqué par le passé ou en couche géologique profonde tel qu'envisagé en 2006),
- l'entreposage des déchets en un milieu accessible à la surveillance, avec des possibilités de reprise des colis,
- la transmutation des déchets afin de réduire leur durée ou leur degré de nocivité,
- l'arrêt de la production des déchets par abandon des filières nucléaires militaires, électrogènes ou médicales.
En 2006, plusieurs pays ont décidé de la construction d'un centre de stockage en couche géologique profonde, tandis que d'autres poursuivent leurs études sur le sujet. Cette modalité de gestion amène à des oppositions locales, ainsi qu'à une opposition générale. Le principale vecteur d'opposition locale repose sur le principe "pas dans mon jardin" (not in my backyard). Cette opposition n'est pas à priori dirigée contre le principe d'un stockage profond, mais contre son application locale. Au niveau politique, l'ensemble des bénéficiaires du centre de stockage (le pays par exemple) assure une redistribution préférentielle vers le lieu du stockage : ce sont les politiques d'accompagnement (économique, enseignement, scientifique). Ces politiques d'accompagnement sont parfois qualifiée de corruptives par les opposants locaux mais plus souvent généraux. L'opposition générale est plus de principe. Le débat repose sur un argumentaire technique prenant en compte principalement la sûreté et le financement du stockage géologique profond.
[modifier] Déchets de faible et moyenne activité ou à vie courte
Ces déchets sont principalement stockés dans des centres de surface (ou en subsurface). Les débats portent essentiellement sur la sûreté de ces centres à court et long terme, sur la possibilité de contamination radioactive issue des déchets stockés.
[modifier] Aspects économiques de la gestion des déchets
Deux principaux thèmes font débat au sein de la problèmatique économique liée à la gestion des déchets : l'évaluation du coût de la gestion des déchets (et sa prise en compte dans le coût de l'électricité nucléaire) et le financement pérenne de ce coût. Par ailleurs, les termes du débat sont relativement différents selon les catégories de déchet impliquées.
[modifier] Déchets de faible et moyenne activité ou à vie courte
[modifier] Aspects économiques de la gestion des déchets de faible et moyenne activité ou à vie courte en France
En France, les déchets TFA et FMA-VC sont pris en charge par l'Andra dans des centres de stockage de surface. Les coûts de construction, d'exploitation et de fermeture de ces centres sont évalués par l'Andra, puis rapportés à la quantité de déchets stockés. Ces coûts sont ré-évalués périodiquement.
Le financement de la gestion de ces déchets est réalisé par un paiement du producteur de déchets à l'Andra au moment de la livraison du colis. Cependant, en vertu du respect du principe pollueur-payeur, l'Andra ne devient pas propriétaire du déchet. Au terme du contrat pluri-annuel, la ré-évaluation du coût du stockage conduit à une révision du coût au colis et si nécessaire à des paiements complémentaires pour les colis déjà transférés.
[modifier] Déchets à vie longue
[modifier] Aspects économiques de la gestion des déchets à vie longue en Allemagne
[modifier] Aspects économiques de la gestion des déchets à vie longue en Belgique
En Belgique, le financement du stockage profond repose sur la distinction d'un coût fixe et d'un coût variable. Le coût variable est dû au moment de la production du déchet. En revanche, le coût fixe est financé, quelque soit la quantité de déchets produite in fine, par le mécanisme de garantie contractuelle. Cette approche prudente assure, d'une part la capacité de financement de l'ensemble des déchets produits à date, d'autre part l'abscence d'impact financier des déchets à produire.
[modifier] Aspects économiques de la gestion des déchets à vie longue aux Etats-Unis
Aux Etats-Unis, le financement est réalisé à travers l'abondement d'un fond d'état par une redevance sur le prix de l'électricité. Ce mode de financement dé-responsabilise le producteur de déchet en en transférant la charge sur l'état. Dans ce cadre, l'état est garant du financement de la gestion des déchets.
[modifier] Aspects économiques de la gestion des déchets à vie longue en France
En France, le financement est réalisé à travers la constitution de provisions dédiées au sein des comptes des producteurs de déchets. Le coût du stockage est régulièrement mis à jour pour tenir compte des options de cycle retenus dans les scénarii de production de déchets. La vérification de l'adéquation entre le montant et la nature des provisions et le coût du stockage est réalisée essentiellement par la Cour des Comptes. Ce mode de financement permet de respecter pleinement le principe pollueur-payeur, mais fait reposer la garantie du financement sur les producteurs de déchets.
[modifier] Forme et participants du débat
Les débats relatifs aux déchets radioactifs sont menés sur 2 niveaux :
- un débat technique entre experts concernant les hypothèses et méthodologies de modélisation en lien avec les connaissances scientifiques,
- un débat à destination de l'opinion publique, s'appuyant sur les différentes expertises, qui utilise une vulgarisation des argumentations et une symbolique importante :
- A titre d’illustration, les colis de déchets correspondant à 40 ans de production des centrales actuelles pourront être entreposés dans des bâtiments dont la superficie ne dépassera pas 7 000 m2, l’équivalent d’un seul terrain de football [4]
- En fin de matinée, les manifestants sont arrivés sur le site derrière un canon napoléonien plus symbolique que dangereux. Car les militants sont pacifistes et aiment les symboles. Pour preuve, ces tombes construites sur le rond-point en hommage aux 25 villages concernés par l'enfouissemnt et que l'"on assassine".
Un enterrement à grand renfort de sonnerie aux morts et de minutes de silence. Vers 12 h 30, le cortège s'est scindé en trois groupes, pour une marche vers trois des villages concernés. Des logos nucléaires peints à la chaux sur le bitume devant laisser une trace de leur mécontement. [5]
[modifier] Notes
- ↑ L'énergie nucléaire et le protocole de Kyoto ; OCDE/AEN ; NDD ; Paris
- ↑
[pdf]Rapport de synthèse relatif à l'inventaire réalisé par l'Andra - ↑ [pdf]Rapport de synthèse relatif à l'inventaire réalisé par l'Andra
- ↑ Dossier d'initialisation du débat sur la gestion des déchets HA-VL / MA-VL
- ↑ Journal de la Haute-Marne, 31/07/06
[modifier] Notes
- ↑ L'énergie nucléaire et le protocole de Kyoto ; OCDE/AEN ; NDD ; Paris
- ↑ [pdf]Rapport de synthèse relatif à l'inventaire réalisé par l'Andra
- ↑ [pdf]Rapport de synthèse relatif à l'inventaire réalisé par l'Andra
- ↑ Dossier d'initialisation du débat sur la gestion des déchets HA-VL / MA-VL
- ↑ Journal de la Haute-Marne, 31/07/06
