Retraitement: conservation des ressources et impact sur l’environnement

En matière d'utilisation de l'énergie nucléaire pour la production d'électricité, deux options prévalent en ce qui concerne les cycles du combustible:

• le cycle dit à passage unique, dans lequel de l'uranium frais est toujours utilisé pour la fabrication des assemblages combustibles qui sont ensuite transférés dans un dépôt définitif,
• le cycle du combustible avec recyclage dans lequel les assemblages combustibles sont retraités après leur utilisation en réacteur, les matières récupérables (par exemple l'uranium et le plutonium) étant mélangées avec de l'uranium frais avant d'être réutilisées.

Un tel recyclage est pratiqué à l'heure actuelle dans de nombreux pays par le biais de ce que l'on appelle le combustible MOX (mélange d'oxydes), entre autres en Suisse, en France, en Belgique, en Allemagne et au Japon. Un retraitement et un recyclage multiples sont aussi pensables, mais cela suppose un large parc de centrales nucléaires.
Le retraitement est en fait un processus chimique qui consiste à tout d'abord cisailler les assemblages combustibles usés derrière des blindages massifs, puis à séparer les parties métalliques. Les matières céramiques restantes, hautement radioactives, sont dissoutes dans de l'acide nitrique, et en utilisant des liquides non miscibles; on extrait ensuite les autres matières, c'est-à-dire l'uranium et le plutonium, et les déchets proprement dits (produits de fissions et actinides tels que l'américium, le neptunium et le curium). Les premiers peuvent ainsi servir à une nouvelle utilisation, tandis que les derniers constituent des déchets de volume et de quantité plus réduits, déchets destinés au stockage final.
La quantité d'assemblages combustibles usés déchargés chaque année des 444 centrales nucléaires actuelles correspond environ à 10'500 tonnes de métaux lourds (uranium et plutonium). Quelque 3'000 tonnes sont retraitées, la quantité restante restant entreposée en attendant un stockage final direct. Etant donné que jusqu'à présent, il n'existe dans le monde aucun dépôt définitif pour déchets de haute activité ou pour assemblages combustibles usés, quelque 250'000 tonnes de métal lourd se sont accumulées jusqu'à fin 2000.
Il existe actuellement des usines de retraitement en France (La Hague), en Angleterre (Sellafield), ainsi que des usines plus petites au Japon, en Russie et en Inde. Elles ont une capacité de quelque 5'000 tonnes de métal lourd par an, dont 3'400 tonnes concernent du combustible issu de réacteurs à eau légère; avec une capacité de 2'900 tonnes de métal lourd, la France et l'Angleterre occupent une position dominante. D'autres usines de retraitement sont par ailleurs en construction en Chine et au Japon, installations qui devraient offrir une capacité supplémentaire de 1'000 tonnes de métal lourd à partir de 2005.
Parallèlement à l'amélioration de la technologie qui existe actuellement (procédé PUREX), de nouveaux procédés sont en cours de développement. Ce sont des procédés pyrochimiques (Etats-Unis, Japon, Russie) et électrométallurgiques (Etats-Unis) qui sont déjà testés au niveau du prototype ou sont même utilisés pour le traitement de déchets radioactifs spéciaux. Ces nouveaux procédés sont plus favorables du point de vue physique, donnent lieu à des émissions plus faibles et peuvent être attachés à une centrale électronucléaire, si bien que le nombre des transports et les risques de prolifération sont encore réduits.

Le retraitement permet la séparation de matières, une optimisation de l'évacuation des déchets et une réutilisation qui conserve les ressources.
La technique est éprouvée à l'échelle industrielle, de nouveaux procédés présentent un potentiel de développement élevé.

Le retraitement a été fortement critiqué dans le passé du fait de l'impact sur l'environnement, charge qui n'aurait pas été compensée par les avantages cités. Il est un fait qu'avant le milieu des années 80, des quantités importantes de radioactivité ont été rejetées des installations de Sellafield et de La Hague. Parallèlement au fait qu'à cette époque, les prescriptions sanitaires étaient moins strictes qu'aujourd'hui, et que des équipements de rétention efficaces manquaient, il faut encore souligner que dans le cas de Sellafield, les rejets de radioactivité d'installations militaires, qui étaient soumises à d'autres conditions générales, ont pesé sur le bilan général.
Des équipements de rétention de haute efficacité ont été installés entre temps aux deux endroits, si bien que les émissions actuelles sont très près de zéro. Les deux installations ont par ailleurs signé les conventions OSPAR sur la protection des eaux de l'Atlantique Nord, en particulier les recommandations pour les usines de retraitement (PRACOM 88/4).
L'exploitation des installations n'est autorisée qu'aussi longtemps que les valeurs limites réglementaires sont respectées, valeurs selon lesquelles la dose individuelle annuelle pour les travailleurs du nucléaire ne doit pas dépasser 20 millièmes de sievert (mSv) en moyenne de cinq ans, et 1 mSv pour la population. A titre de comparaison, la dose individuelle moyenne due à l'irradiation naturelle en Suisse est de 2,4 mSv par an.
L'OCDE a calculé l'irradiation collective due à l'ensemble du cycle du combustible nucléaire pour une population représentative, et pour les travailleurs du nucléaire. On a comparé ici deux variantes, celle du cycle à passage unique et celle du retraitement (à Sellafield et/ou à La Hague). Il s'est révélé que les doses collectives sont de toute façon très basses et que le retraitement n'entraîne pas de charge supplémentaire notable. Les risques des transports (et aussi les volumes) ne se distinguent pas de manière perceptible et sont classés comme négligeables.

Par rapport aux valeurs directrices de la CIPR et au niveau de l'irradiation naturelle, l'exposition aux radiations avec ou sans retraitement est faible. Les différences entre les deux options ne sont pas significatives.

Sous l'angle de la conservation des ressources, le retraitement avec un seul recyclage permet une réduction des besoins d'uranium naturel de 10 à 20% (plus le taux de combustion est élevé, plus la réduction est faible). Du côté des déchets, on enregistre une réduction significative de la quantité de plutonium jusqu'à 40%, et d'un facteur 9 environ pour l'uranium, pour autant que l'uranium appauvri séparé soit réutilisé dans le réacteur. La quantité d'actinitides est légèrement plus élevée, celle des produits de fission reste inchangée. En ce qui concerne les volumes des déchets destinés au stockage final, le retraitement se traduit par une réduction des déchets de haute activité d'un facteur 5 environ, en revanche par une augmentation des déchets de faible et de moyenne activité approchant du même facteur. Ceci se reflète aussi dans les coûts du stockage final à peu près identiques.
Après un seul recyclage, donc dans le combustible MOX usé, le mélange isotopique du plutonium se prête encore moins à la fabrication d'armes nucléaires que le combustible à stocker ou même que le plutonium séparé.

Le retraitement avec un seul recyclage réduit les besoins en uranium de 10 à 20% et le plutonium destiné au stockage final de jusqu'à 40%.

Après retraitement avec séparation des actinides, la charge radiologique sur la biosphère provenant du dépôt définitif diminue à long terme (théoriquement) encore plus fortement. Dans tous les cas, le césium, produit de fission, détermine la charge maximale, charge qui reste bien inférieure à la valeur directrice fixée par les autorités (scénario de référence: stockage dans le cristallin). Le retraitement et le recyclage permettent de réduire quelque peu la durée qui est nécessaire pour que la radiotoxicité des déchets descende au niveau du minerai d'uranium naturel.
Cette réduction de durée est nettement plus importante si on a recours à des méthodes avancées de retraitement (séparation de neptunium, americium et curium) et à un recyclage multiple (dans des réacteurs à neutrons rapides et dans des systèmes sous-critiques (ADS)). Ces technologies et procédés font l'objet de travaux de développement internationaux; ils ouvrent des perspectives pour les 20 à 50 prochaines années vers une extension des ressources et d'une atténuation des exigences posées au stockage final. De tels systèmes supposent impérativement le retraitement (avec des processus et techniques nouveaux).
Le retraitement fait aussi partie de la nouvelle politique énergétique américaine et de programmes de recherches internationaux (par exemple FGI, UE). Une interdiction du retraitement empêcherait de tels progrès et bloquerait la recherche correspondante.
Dans le contexte de ce qui vient d'être dit, les conclusions générales suivantes s'imposent:

• A court terme, aucun argument technico-scientifique majeur ne parle pour ou contre le retraitement du combustible usé. Le plutonium séparé devrait toutefois être réutilisé dans les réacteurs.

• A plus long terme, l'énergie nucléaire peut contribuer à un approvisionnement énergétique durable (conforme aux exigences de la protection de l'environnement) dans le monde; les nouvelles technologies/systèmes se fondent impérativement sur le retraitement et ne devraient pas être empêchées, renouvellement des connaissances compris.