Sort by *
COUR DES COMPTES
______
Le dØmantLlement des installations
nuclØaires et la gestion des dØchets
radioactifs
____
RAPPORT AU
P
R SIDENT DE LA
R
PUBLIQUE
SUIVI DES R PONSES DES ADMINISTRATIONS
ET DES ORGANISMES INT RESS S
JANVIER 2005
Sommaire
Page
DØlibØrØ
..
5
***
Introduction
7
***
PremiLre partie
: Champ et enjeux du dØmantLlement des
installations nuclØaires et de la gestion des dØchets
radioactifs
...
9
Chapitre I
- Les principaux intervenants et leurs enjeux
.
11
I
Les entreprises publiques, exploitants nucléaires…….
13
II
Les pouvoirs publics………………………………………
21
III
Les acteurs internationaux……………………………….
27
Chapitre II
- Panorama des installations nuclØaires et des
dØchets radioactifs
.
35
I
Les installations nucléaires en France………………
....
36
II
Les déchets radioactifs en France………………………
40
Chapitre III
- Les rLgles applicables au dØmantLlement et
la
gestion des dØchets
67
I
Les
règles
applicables
au
démantèlement
des
installations nucléaires de base………………………..
70
II
Les règles applicables à la gestion des déchets……….
74
***
DeuxiLme partie
- PremiLres expØriences de dØmantLlement
et de stockage des dØchets radioactifs
.........................
87
Chapitre I
- PremiLres expØriences de dØmantLlement
...
89
I
La situation au CEA………………………………………
90
II
Le démantèlement de l’usine de retraitement de
Marcoule……………………………………………………
93
III
Les premiers démantèlements d’EDF………………….
113
IV
Le démantèlement des centrales nucléaires dans le
monde……………………………………………………….
122
Page
Chapitre II
- La mise en
uvre de solutions pour le stockage
des dØchets radioactifs
.
127
I
Les solutions pour les déchets les moins nocifs……….
129
II
La recherche de solutions pour les déchets les plus
nocifs………………………………………………………..
132
III
La
recherche
de
solutions
pour
des
déchets
spécifiques………………………………………………….
148
***
TroisiLme partie
- Interrogations et incertitudes actuelles .
155
Chapitre I
Les provisions pour charges futures
.......................
157
I
Evolution des règles………………………………………
158
II
Les provisions des trois principaux exploitants à la
fin de 2003………………………………………………….
161
Chapitre II
Le financement des charges futures .
183
I
La situation en France…………………………………..
184
II
Les enseignements des comparaisons internationales.
200
Chapitre III
- Communication, information et transparence sur
les dØchets radioactifs
.
209
I
La perception par l’opinion…………………………
......
210
II
Les politiques d’information et de communication
mises en oeuvre par les intervenants…………………….
214
***
Conclusion gØnØrale
225
***
Annexe
: Loi n
91-1381 du 30 dØcembre 1991 relative aux
recherches sur la gestion des dØchets radioactifs
229
Glossaire
..
235
***
RØponses des administrations et des organismes intØressØs
239
D
ELIBERE
5
D LIB R
La Cour des comptes publie, sous la forme d un fascicule sØparØ,
un rapport concernant le dØmantLlement des installations nuclØaires et
la gestion des dØchets radioactifs.
ConformØment aux dispositions lØgislatives et rØglementaires du
code des juridictions financiLres, la Cour des comptes, dØlibØrant en
chambre du conseil, a adoptØ le prØsent rapport public.
Ce texte a ØtØ arrOEtØ au vu du projet qui avait ØtØ communiquØ au
prØalable, en totalitØ ou par extraits, aux administrations et organismes
concernØs, et aprLs qu il a ØtØ tenu compte, quand il y avait lieu, des
rØponses fournies par ceux-ci. En application des dispositions prØcitØes,
ces rØponses sont publiØes ; elles engagent la seule responsabilitØ de leurs
auteurs.
Etaient prØsents : M. SØguin, premier prØsident, MM.
Fragonard,
Carrez, BØnard, Picq, prØsidents de chambre, MM. Berger, MØnasseyre,
Gastinel, prØsidents de chambre maintenus en activitØ, MM. Chartier, Zuber,
Murret-Labarthe, Giquel, Bady, Billaud, de Mourgues, Babusiaux, Hespel,
Houri,
Richard,
Rossignol,
Arnaud,
Bayle,
Bouquet,
Mme Boutin,
MM. Chabrol,
X-H
Martin,
Monier,
Schneider,
Mme Cornette,
MM. Lefoulon, Beaud de Brive, Cardon, Pallot, Cazanave, Mme Bellon,
MM. Gasse, Ritz, Moulin, Steyer, ThØlot, Lesouhaitier, Lefas, Gauron,
Lafaure, Dupuy, Brochier, Levy, Auger, Delin, Mme Saliou, MM. Vialla,
Courtois, Mme Darragon, M. Vivet, Mme Moati, MM. Mollard, Diricq,
Couty, conseillers ma tres, MM. Audouin, Pascal, Gleizes, Lemasson,
conseillers ma tres en service extraordinaire, Mme Bazy-Malaurie, conseiller
ma tre, rapporteur gØnØral.
Etait prØsent et a participØ aux dØbats : M. Bertucci, premier avocat
gØnØral.
M Perrin, secrØtaire gØnØral adjoint, assurait le secrØtariat de la
chambre du conseil.
Fait
la Cour, le 20 janvier 2005.
Introduction
La France, pour des raisons stratØgiques et Øconomiques, a fait le
choix de dØvelopper une filiLre nuclØaire particuliLrement puissante :
crØation du CEA, mise au point de l’arme atomique, programme
ØlectronuclØaire
pour
garantir
son
indØpendance
ØnergØtique.
La
rØalisation du programme ØlectronuclØaire, marquØe par la mise en
service de 58 rØacteurs de 1977
2002, sans compter SuperphØnix, place
notre pays dans une situation atypique au plan international : les trois
quarts de la production Ølectrique fran aise sont d origine nuclØaire et
assurØs par un seul Ølectricien, EDF. La puissance nuclØaire installØe
d EDF est sans commune mesure avec celle des autres opØrateurs :
62,8 GW pour EDF, suivie par le russe RosEnergoAtom (REA) avec
20,7 GW et le japonais Tokyo Electric Power Co (Tepco) avec 14,9 GW.
Quant aux Etats-Unis, le seul pays
produire plus d ØlectricitØ nuclØaire
que la France, sa production est rØpartie entre une quarantaine
d exploitants
1
. En France, les risques liØs
la production ØlectronuclØaire
sont donc concentrØs dans les mains d un seul opØrateur, qui est
Øgalement une entreprise publique.
Quelles que soient les dØcisions futures concernant l avenir de la
recherche et de l industrie nuclØaire, deux questions, qui concernent en
partie les gØnØrations futures, mØritent d OEtre traitØes et rØsolues avec
soin, mØthode et transparence : celle du dØmantLlement des installations
nuclØaires en fin de vie et celle des dØchets radioactifs.
Les dØchets radioactifs produits
l occasion des activitØs
nuclØaires doivent OEtre entreposØs puis stockØs dans des lieux prØsentant
toutes les garanties en matiLre de sØcuritØ pour les gØnØrations actuelles et
futures. Les dØchets les plus dangereux feront au demeurant l objet, au
plus tard en 2006, du dØbat parlementaire prØvu par la loi du 30 dØcembre
1991. L arrOEt des installations nuclØaires s’accompagne d obligations de
remise en Øtat des sites, le dØmantLlement des installations conduisant lui-
mOEme
une nouvelle production de dØchets.
Il s agit d un enjeu majeur pour l industrie nuclØaire et pour la
crØdibilitØ de la politique ØnergØtique fran aise, dans un environnement
de plus en plus contraint. Le secteur nuclØaire s est, en effet, dotØ de
rLgles de sûretØ et de sØcuritØ beaucoup plus ØlaborØes et contraignantes
1
) En 2002, la production Ølectrique d origine nuclØaire Øtait de 780 TWh aux
Etats
Unis et de 417 TWh en France. Aux Etats-Unis, 80 % de l ØlectricitØ nuclØaire
est produite par une dizaine d exploitants.
8
C
OUR DES COMPTES
que celles qui s appliquent aux autres industries, du fait des spØcificitØs
de la radioactivitØ et des risques nuclØaires.
Entre 2002 et 2004, la Cour des comptes a engagØ auprLs des
diffØrents intervenants de la filiLre nuclØaire une sØrie de contr les
portant sur les enjeux techniques, financiers et humains liØs aux dØchets
radioactifs et au dØmantLlement des installations en fin de vie. Le prØsent
rapport, qui en constitue la synthLse, porte sur le nuclØaire civil et
concerne la dØfense
travers les installations gØrØes par la direction des
applications militaires du Commissariat l’Ønergie atomique (CEA) et les
filiales d Areva, qui exploitent toutes les installations servant
la
confection et aux essais d armes nuclØaires
2
.
La premiLre partie du rapport prØsente le champ et les enjeux liØs
au dØmantLlement des installations nuclØaires et
la gestion des dØchets
radioactifs.
La deuxiLme partie est consacrØe aux premiLres expØriences de
dØmantLlement et de gestion industrielle des dØchets. Elle montre les
principales difficultØs rencontrØes et les consØquences financiLres de
dØcisions prises
un moment oø la sûretØ nuclØaire n Øtait pas la
prØoccupation principale. Elle fait Øgalement le point sur les recherches
en matiLre de stockage des dØchets radioactifs.
La troisiLme partie prØsente les difficultØs et les incertitudes
actuelles et tente de rØpondre
trois questions essentielles : les provisions
constituØes dans les comptes des exploitants sont-elles suffisantes ? Le
financement en sera-t-il assurØ ? L information apportØe au citoyen sur un
sujet d inquiØtude rØcurrent des Fran ais est-elle suffisante et pertinente ?
2
) Ne sont donc pas concernØs les armes ou systLmes d armes atomiques dØtenus par
les armØes, les objets et matiLres servant
la propulsion des b timents de la Marine
nationale et les Øtablissements du ministLre de la dØfense ØvoquØs infra p. 48.
PremiLre partie
Champ et enjeux du dØmantLlement des
installations nuclØaires et de la gestion
des dØchets radioactifs
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
11
Chapitre I
Les principaux intervenants et leurs enjeux
12
C
OUR DES COMPTES
Comme le montre le panorama des installations nuclØaires et des
dØchets radioactifs en France
3
, la quasi-totalitØ des installations
nuclØaires et des dØchets radioactifs relLvent d Øtablissements publics ou
des sociØtØs majoritairement dØtenues par l’ tat. Or, ces entreprises
publiques poursuivent des buts trLs diffØrents allant de la recherche
la
production de biens et services marchands, tout en passant par la gestion
des dØchets radioactifs. Sur ce dernier point, le Commissariat
l’Ønergie
atomique (CEA) et l’Agence nationale pour la gestion des dØchets
radioactifs (Andra) se sont vu assigner par le lØgislateur un r le
spØcifique.
Les pouvoirs publics interviennent, quant
eux,
plusieurs titres :
au titre des pouvoirs lØgislatif et rØglementaire, pour
l’Øtablissement des rLgles applicables
la recherche et
l’industrie nuclØaire, et le choix d une stratØgie en matiLre
d Ønergie,
au titre de l exercice de la tutelle en tant que propriØtaire
des principales entreprises concernØes,
au titre du contr le en matiLre de sûretØ nuclØaire,
au
titre
de
diverses
t ches
spØcifiques,
telle
que
l’information du public, par le biais de divers comitØs et
commissions.
Enfin, tous les acteurs publics doivent
agir en liaison avec diverses
organisations internationales, dans le respect des conventions et traitØs
internationaux que la France a signØs.
3
) Infra, paragraphe II, p. 27 et s.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
13
I - Les entreprises publiques, exploitants nuclØaires
A
Le CEA, Areva et EDF
1
Le CEA
CrØØ par l’ordonnance n
45-2563 du 30 octobre 1945, le CEA est
un Øtablissement
caractLre scientifique, technique et industriel, qui a ØtØ
le pionnier des activitØs nuclØaires en France. Les grandes Øtapes de son
dØveloppement ont ØtØ marquØes par les premiLres recherches civiles sur
les rØacteurs
l’uranium naturel et
l’eau lourde, puis sur les rØacteurs de
la filiLre graphite gaz, avant de passer aux rØacteurs
eau sous pression
l’uranium enrichi de l’actuel programme ØlectronuclØaire ;
partir de
1956, il faut rappeler l’activitØ dØployØe parallLlement pour les Øtudes et
la rØalisation de l’arme atomique, ainsi que les autres ØlØments de la force
de dissuasion.
Toutes ces activitØs se sont accompagnØes de la rØalisation de
dizaines d’installations extrOEmement diverses, construites souvent dans
l’urgence,
une Øpoque oø on ne se prØoccupait guLre des questions liØes
au dØmantLlement et
la gestion des dØchets.
Organisme de recherche, le CEA s est trouvØ rapidement
responsable d activitØs de production industrielle, qu il a ØtØ conduit
filialiser, puis
regrouper au sein d’une sociØtØ holding.
ParallLlement
ce
mouvement
de
filialisation,
un
autre
mouvement de sØparation d’activitØs de service public a donnØ lieu
la
crØation de deux Øtablissements publics supplØmentaires, concernØs au
premier chef par le dØmantLlement et les dØchets radioactifs. Il s’agit, en
premier lieu, de l’Agence nationale des dØchets radioactifs (Andra),
service du CEA ØrigØ en Øtablissement public par la loi du 30 dØcembre
1991 relative aux recherches sur la gestion des dØchets radioactifs, et, en
second lieu, de l’Institut de radioprotection et de sûretØ nuclØaire (IRSN),
Øgalement,
l’origine, service du CEA, alors dØnommØ Institut de
protection et de sûretØ nuclØaire (IPSN) et transformØ en Øtablissement
public en 2002.
En tant qu’exploitant nuclØaire, le CEA gLre un trLs grand nombre
d’installations, dont le dØmantLlement est en cours ou
ØchØance
rapprochØe. En tant qu’organisme public, il s’est vu dotØ d’une mission
14
C
OUR DES COMPTES
spØcifique pour le dØmantLlement des installations et la gestion des
dØchets radioactifs : dans le cadre des dispositions de la loi du
30 dØcembre 1991, la responsabilitØ des recherches sur la transmutation
des ØlØments radioactifs
vie longue et les entreposages de longue durØe
lui a ØtØ confiØe. Au titre des programmes de recherche, prØvus par le
contrat pluriannuel
tat-CEA pour 2001-2004, figurent en bonne place
les « recherches sur la gestion des dØchets radioactifs et la ma trise de
l’impact des activitØs nuclØaires ».
2
Areva
La Compagnie gØnØrale des matiLres nuclØaires (Cogema) et
Technicatome sont les deux exemples majeurs d’activitØs industrielles
d abord menØes dans le cadre du CEA, puis filialisØes. La Cogema est
une sociØtØ anonyme crØØe en 1976 par le transfert de l’ensemble des
installations spØcialisØes dans la fourniture des produits et services du
cycle du combustible nuclØaire, qui relevaient de l’ancienne direction des
productions du CEA ; de mOEme, la SociØtØ technique pour l’Ønergie
atomique, dØnommØe Technicatome, spØcialisØe notamment dans la
propulsion nuclØaire navale, est une sociØtØ anonyme de taille plus
modeste, crØØe en 1972
partir de la division de construction des
rØacteurs, puis complØtØe en 1974 par le dØpartement de propulsion
nuclØaire.
En 1983, le CEA a ØtØ autorisØ par dØcret
faire apport de
l’ensemble des participations dans les sociØtØs qu’il dØtenait directement
une seule filiale, la SociØtØ des participations du Commissariat
l’Ønergie
atomique, alors dØnommØe CEA-Industrie. Dans le domaine nuclØaire, la
holding comportait trois groupes : Cogema, Framatome et Technicatome.
Des rØorganisations successives ont eu pour but de modifier la rØpartition
des sociØtØs entre ces trois groupes pour aboutir en 2001
une nouvelle
organisation de la holding dØsormais dØnommØ Areva.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
15
Structure de l’actionnariat d’Areva
Déc. 2000
Déc. 2001
Déc. 2002
Déc. 2003
% du
% droits
% du
% du
% du
% droits
Actionnaires
capital
de vote
capital
capital
capital
de vote
CEA
95,14
100
78,96
78,96
78,96
82,99
Etat
5,19
5,19
5,19
5,19
Caisse des Dépôts et
Consignations
3,59
3,59
3,59
3,59
ERAP
3,21
3,21
3,21
3,21
EDF
2,42
2,42
2,42
2,42
Framépargne (salariés)
1,58
1,58
1,58
1,58
TotalFinaElf
1,02
1,02
1,02
1,02
Porteurs de certificats
d'investissements
4,86
0
4,03
4,03
4,03
0
TOTAL
100
100
100
100
100
100
Source : Areva
Areva est donc maintenant dØtenue
plus de 92 % par des
personnes publiques, dont prLs de 79 % par le CEA et plus de 5 % par
l’ tat. Les droits de vote correspondant aux certificats d’investissements
placØs dans le public sont Øgalement attribuØs au CEA. La partie Ønergie
nuclØaire de l’activitØ d’Areva s’exerce, comme auparavant, au sein de
trois groupes constituØs autour des trois sociØtØs Cogema, Framatome
ANP
4
et Technicatome :
RØpartition des activitØs nuclØaires d Areva
Areva
P le Amont
P le RØacteurs et
Services
P le Aval
Cogema
Mines
Chimie
Enrichissement
Mesures nuclØaires
Conseil et SystLmes
d’information
Traitement
Recyclage
IngØnierie
Logistique
Assainissement
Framatome ANP
Combustible
Projets et IngØnierie
quipements
Services nuclØaires
Technicatome
Propulsion navale
En France, les principales
installations nuclØaires du groupe Areva
-
ou, du moins, celles qui engendreront les dØpenses de dØmantLlement
les plus importantes - sont exploitØes par la Cogema et ses filiales : il
s’agit notamment des anciennes mines d’uranium, des installations dØdiØes
4
) Framatome est devenue Framatome ANP en 2001
la suite de l entrØe
son capital
de Siemens.
16
C
OUR DES COMPTES
la chimie de l’uranium et
son enrichissement, de l’usine de fabrication
du combustible Melox et surtout des usines de retraitement de La Hague.
Framatome ANP est concernØe par les usines de fabrication du
combustible.
Jusqu’en 2001, CEA-Industrie Øtait une sociØtØ anonyme
conseil
d’administration, dont le prØsident-directeur gØnØral a ØtØ,
plusieurs
reprises, en mOEme temps administrateur gØnØral du CEA : cette sociØtØ
holding avait pour but de servir au portage des filiales du CEA, mais
n’Øtait pas le lieu de prise de dØcisions stratØgiques, d’autant plus que les
deux principales filiales, Cogema et Framatome, s’affirmaient comme des
sociØtØs de plein exercice. Depuis 2001, Areva est une sociØtØ
directoire
et conseil de surveillance, le CEA Øtant prØsent au conseil, sans en assurer
la prØsidence. La rØorganisation entreprise a eu pour but de transformer la
sociØtØ holding en un vØritable groupe industriel : pour s’en assurer, la
prØsidence d’Areva et de la Cogema a ØtØ confiØe
la mOEme personne, et
les activitØs non nuclØaires, en particulier de Framatome, ont ØtØ
rattachØes directement
Areva. L autonomie affichØe par rapport au CEA
s est ainsi dØplacØe du niveau de la Cogema et de Framatome
celui de la
holding.
Ce qui touche
la rØpartition des pouvoirs entre le CEA et sa
filiale, au moment oø est ØvoquØe l’ouverture du capital d’Areva
de
nouveaux actionnaires privØs, a des implications sur la question du
dØmantLlement et de la gestion des dØchets radioactifs, puisqu une des
justifications avancØes pour le projet Areva fut la constitution au sein du
CEA d’un fonds dØdiØ au dØmantLlement et
l’assainissement de ses
installations nuclØaires
5
. De mOEme, comme le montrera la suite du
rapport, l’Øtroite imbrication du CEA et de sa filiale dans plusieurs projets
de dØmantLlement (Marcoule et La Hague) conduit
OEtre trLs vigilant, la
tentation pouvant OEtre forte d’allØger les risques encourus par Areva au
dØtriment du CEA, c’est- -dire directement de l’ tat.
3
EDF
tablissement public
caractLre industriel et commercial,
transformØ en sociØtØ anonyme par le dØcret du 17 novembre 2004 en
application des dispositions des articles 24 et 47 de la loi du 9 août 2004
relative au service public de l ØlectricitØ et du gaz et aux entreprises
Ølectriques et gaziLres, EDF est le premier producteur mondial
d’ØlectricitØ d’origine nuclØaire.
5
) Voir infra, p. 196 et s.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
17
La puissance ØlectronuclØaire installØe est de 62 840 MW rØpartie
entre 58 rØacteurs de la filiLre
eau sous pression (REP) sur 19 sites :
Ces centrales, dont la mise
l’arrOEt dØfinitif s’Øtalera de 2018
2042 dans l’hypothLse d’une durØe de vie de 40 ans, ont ØtØ prØcØdØes
d’une sØrie de centrales dites de premiLre gØnØration. Ces derniLres,
aujourd’hui mises
l arrOEt et en voie de dØmantLlement, correspondaient
aux centrales de la filiLre dite UNGG (uranium naturel graphite gaz) ou
des centrales prototypes, construites dans les annØes 1950 et 1960 et
mises
l’arrOEt aprLs une vingtaine d’annØes de fonctionnement entre 1985
et 1994.
cela s’ajoutent la centrale de Creys-Malville (SuperphØnix),
arrOEtØe en 1997, mais aussi les participations qu’EDF doit apporter
des
dØmantLlements actuels (usine de retraitement de Marcoule) ou futurs
(PhØnix, usine de retraitement de La Hague). En outre, chaque annØe,
EDF est concernØe par la production de dØchets consØcutive
l exploitation de ses centrales.
EDF est l’exploitant nuclØaire le plus important en France par le
nombre d’installations et la masse des dØchets
traiter. Toutes les
installations nuclØaires situØes en France relLvent de la sociØtØ-mLre,
c’est- -dire de l’Øtablissement public, transformØ en sociØtØ anonyme en
2004. A l’intØrieur d’une organisation matricielle, par ailleurs Øvolutive, la
branche «
nergies », avec ses 38 000 agents rØpartis en huit divisions, a
pour fonction d exploiter le parc de production et d assurer la vente sur le
marchØ de gros. Les questions relatives au dØmantLlement sont traitØes
par la division « IngØnierie NuclØaire » et celles affØrentes aux
combustibles et aux dØchets par la division « Combustible NuclØaire ».
B
L Andra, opØrateur pour la gestion des dØchets
1
Les missions de l’Andra
tablissement public
caractLre industriel et commercial, l Andra,
successeur d un ancien service spØcialisØ du CEA, a ØtØ crØØe par la loi
du 30 dØcembre 1991 relative aux recherches sur la gestion des dØchets
radioactifs, un dØcret du 30 dØcembre 1992 fixant son organisation.
PlacØe sous la triple tutelle des ministLres chargØs
de l industrie, de
l environnement et de la recherche, l Agence est chargØe de la gestion
long terme des dØchets radioactifs destinØs
rester sur le territoire
national.
18
C
OUR DES COMPTES
Selon les termes du dernier contrat de plan quadriennal signØ le
6 juillet 2001 avec l Etat, l Agence exerce trois missions :
une mission industrielle consistant
mettre en
uvre les
solutions techniques et les filiLres de gestion
adaptØes
chaque catØgorie de dØchets radioactifs ;
une mission de recherche qui « recouvre les actions
permettant d explorer les modalitØs de gestion des dØchets
qui n ont pas encore trouvØ de devenir et de proposer des
solutions opØrationnelles
long terme » ;
une mission d information, dont l objectif principal est
d amØliorer
l objectivitØ
et
la
transparence
des
informations au profit du public
6
;
ce titre l’Agence doit
notamment
produire
un
inventaire
localisant
et
rØpertoriant l ensemble des dØchets radioactifs en France
ainsi que diverses publications, dont le rapport annuel de
l observatoire.
2
Organisation et fonctionnement
a)
Le conseil d'administration
Ancien service du CEA, l Andra s’est affranchie progressivement
de ses origines et doit trouver son Øquilibre institutionnel dans un
environnement complexe au sein duquel des intØrOEts divers s opposent.
La composition du conseil d administration de l’Agence, prØvue
par l article 2 du dØcret du 30 dØcembre 1992, reflLte cette diversitØ
d intØrOEts, puisqu’il comprend :
!
un
dØputØ
ou
un
sØnateur
dØsignØ
par
l office
parlementaire des choix scientifiques et technologiques,
6
) Comme le montrent divers sondages rØalisØs au cours des derniLres annØes :
!
31% de la population estiment que le stockage est correctement assurØ en
France ,
!
65% des sondØs estiment qu on ne leur dit pas la vØritØ ( Credoc 2002, BVA
2001),
!
19% des Fran ais considLrent l’Andra comme une source fiable d’information
(Eurobarometer "Europeans and radioactive waste, April 2002).
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
19
!
six reprØsentants de l Etat nommØs sur proposition
respective des ministres chargØs de l Ønergie, de la
recherche, de l environnement, du budget, de la dØfense et
de la santØ,
!
cinq personnalitØs reprØsentant les activitØs Øconomiques
intØressØes par l action de l Øtablissement, dont une
proposØe par le ministre de la santØ,
!
deux personnalitØs qualifiØes dans les domaines relevant
de la compØtence de l Øtablissement dont une proposØe par
le ministre chargØ de l environnement,
!
sept reprØsentants des salariØs de l’Agence.
Dans la pratique, cette composition a conduit
une large
reprØsentation des producteurs de dØchets de la filiLre ØlectronuclØaire,
qui sont aussi les clients de l’Agence,
savoir le CEA, la Cogema, EDF et
Framatome ANP. Cette reprØsentation des producteurs joue un r le
positif de dialogue, mais devient contre-productive, lorsque ceux-ci
privilØgient leur position de client par rapport
celle de membre du
conseil d administration.
Par ailleurs, les difficultØs de dØsignation des membres du conseil
et de son prØsident sont dØsormais rØcurrentes, aboutissant
une situation
de vacance du pouvoir particuliLrement critiquable.
Ainsi, entre le mois d octobre 1997 et le mois de janvier 1999, soit
pendant 15 mois, le conseil d administration de l’Agence n a pu se rØunir
faute de dØsignation en temps opportun,
la suite d un dØsaccord entre
les autoritØs de tutelle. De mOEme, quatre annØes plus tard, une nouvelle
pØriode de vacance du pouvoir s’est ouverte par suite du non
renouvellement de l’ensemble des membres du conseil d’administration,
dont le mandat avait expirØ le 14 dØcembre 2003.
Enfin, la Cour a notØ que la dyarchie instaurØe par le dØcret
du
30 dØcembre 1992 est porteuse d un conflit potentiel entre le directeur
gØnØral et son prØsident, situation qu’a connue l’Agence dans le passØ.
20
C
OUR DES COMPTES
b)
Le financement
DØfinis au coup par coup, sans vue d ensemble, pour chaque
opØration, les multiples modes de financement de l’Agence constituent
aussi un handicap pour sa gestion.
Ainsi, pour le centre de stockage de l Aube (CSA), au terme d une
longue nØgociation, un mode de facturation a ØtØ trouvØ avec les
producteurs. Mais cet accord n assure pas un mode de financement
pØrenne et ne prØvoit pas le financement de la surveillance
long terme,
exclu de l assiette actuelle de la facturation. Le coût de la surveillance du
centre de stockage de la Manche (CSM) n est, quant
lui, assurØ que par
le renouvellement annuel d une convention qui prØvoit une facturation au
prorata des quantitØs stockØes. Un dispositif plus pØrenne est en cours
d Ølaboration.
Ensuite, les activitØs de recherche sur les dØchets
haute activitØ et
vie longue ne sont financØes que jusqu en 2006, celles concernant
d autres types de dØchets (radifLres graphites, alternatives graphites,
tritium) font l objet de dispositifs spØcifiques, de durØe limitØe, qui ne
prØvoient pas le passage
la phase industrielle.
Enfin, pour le centre de stockage des dØchets
trLs faible activitØ,
rØcemment ouvert, il n existe
ce jour aucune convention et l Andra a
assurØ le financement de cet Øquipement (40 M ) sur ses fonds propres.
La situation de trØsorerie favorable de l Andra, qui lui a jusqu
prØsent permis de s accommoder de ces modes de financement divers et
variØs, ne sera pas suffisante
l avenir pour garantir le financement des
investissements futurs.
Pour assumer le r le qui lui a ØtØ dØvolu par les pouvoirs publics
au sein de l aval de la filiLre du nuclØaire, l’Agence devrait pouvoir
bØnØficier d une continuitØ dans sa direction, ses organes dirigeants Øtant
nommØs en temps utile, et disposer d un plan de financement pluriannuel
couvrant ses diverses activitØs pour l ensemble de leurs phases de la
recherche
l industrialisation.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
21
II - Les pouvoirs publics
A
L’Office parlementaire d’Øvaluation des choix
scientifiques et technologiques
Le Parlement joue un r le clØ, puisque les questions les plus
importantes affØrentes au dØmantLlement et
l’assainissement relLvent ou
sont susceptibles de relever du domaine lØgislatif. En vertu du principe de
sØparation des pouvoirs, la Cour n’a Øvidemment pas
porter
d’apprØciation sur les travaux du Parlement, mais, sur un tel sujet, le
prØsent rapport se devait d Øvoquer le r le et l’action de l’Office
parlementaire d’Øvaluation des choix scientifiques et technologiques
(OPECST).
CrØØ par la loi du 8 juillet 1983, l’Office a pour mission
« d’informer le Parlement des consØquences des choix de caractLre
scientifique et technologique afin, notamment, d’Øclairer ses dØcisions ».
Pour ce faire, il « recueille des informations, met en oeuvre des
programmes d’Øtudes et procLde
des Øvaluations ». Les travaux des
rapporteurs de l’Office aboutissent
des rapports comportant des
conclusions utilisables pour le travail lØgislatif ou pour la discussion
budgØtaire.
Les rapports publiØs, depuis la crØation de l’Office, sont
particuliLrement nombreux en ce qui concerne le domaine nuclØaire,
puisqu’ils en reprØsentent le quart. La liste des sujets traitØs montre que la
question du dØmantLlement et des dØchets radioactifs s’est trouvØe
frØquemment au centre des prØoccupations.
En 1990, le rapport du dØputØ Christian Bataille sur la gestion des
dØchets nuclØaires
haute activitØ est
l’origine de la loi du 30 dØcembre
1991 relative aux recherches sur la gestion des dØchets radioactifs, elle-
mOEme connue sous le nom de « loi Bataille ». Les nombreux rapports sur
le contr le de la sûretØ et de la sØcuritØ des installations nuclØaires ont
mis l’accent sur plusieurs sujets, tels que le renforcement de l’autoritØ de
sûretØ, l’instauration de commissions locales d’information, les stratØgies
et le financement du dØmantLlement, les effets des faibles doses de
rayonnements ionisants, la gestion des dØchets radioactifs (en particulier
ceux dont l’activitØ est faible). Les rapports sur l’aval du cycle ont mis en
Øvidence le changement de stratØgie d’EDF concernant le retraitement des
combustibles usØs et posØ la question des consØquences qu’il fallait en
tirer sur les possibilitØs d’entreposage
long terme de ces combustibles.
Le rapport sur les consØquences des installations de stockage des dØchets
22
C
OUR DES COMPTES
nuclØaires sur la santØ publique et l’environnement plaide notamment
pour la mise en place d’un plan national de gestion des dØchets
radioactifs, qui permettrait d’amØliorer la lisibilitØ et l’efficacitØ globale
des initiatives des pouvoirs publics et des diffØrents exploitants,
proposition qui vient d’OEtre rØcemment reprise
7
.
Rapports publiØs de l’OPECST relatifs au domaine nuclØaire
1987 : ConsØquences de l’accident de la centrale nuclØaire de Tchernobyl et
organisation de la sûretØ et la sØcuritØ des installations nuclØaires - Rapport
de MM. Jean-Marie Rausch et Richard Pouille, sØnateurs
1990 : Gestion des dØchets nuclØaires
haute activitØ - Rapport de M.
Christian Bataille, dØputØ
1990 : Le contr le de la sûretØ et de la sØcuritØ des installations nuclØaires -
Rapport de MM. Claude Birraux, dØputØ, et Franck SØrusclat, sØnateur
1991/1992/1994/1996/1997/1998 : Le contr le de la sûretØ et de la sØcuritØ
des installations nuclØaires - Six rapports de M. Claude Birraux, dØputØ
1992 : La gestion des dØchets trLs faiblement radioactifs - Rapport de M.
Jean-Yves Le DØaut, dØputØ
1996/1997 : L’Øvolution de la recherche sur la gestion des dØchets nuclØaires
haute activitØ (tome I Les dØchets civils et tome II Les dØchets militaires) -
Rapports de M. Christian Bataille, dØputØ
1998/1999 : L’aval du cycle nuclØaire (tome I Etude gØnØrale et tome II Les
coûts de production de l ØlectricitØ) - Rapports de MM. Christian Bataille et
Robert Galley, dØputØs
2000 : ConsØquences des installations de stockage des dØchets nuclØaires sur
la santØ publique et l’environnement - Rapport de Mme MichLle Rivasi,
dØputØe
2000 : Analyse des incidents survenus
la centrale nuclØaire du Blayais,
enseignements sur le risque d’inondation des installations nuclØaires -
Rapport de M. Claude Birraux, dØputØ
2001 : La reconversion des stocks de plutonium militaire et l’utilisation des
aides accordØes aux pays d’Europe centrale et orientale et aux nouveaux Etats
indØpendants - Rapport de M. Claude Birraux, dØputØ
2001 : Les possibilitØs d’entreposage
long terme des combustibles
nuclØaires irradiØs - Rapport de M. Christian Bataille, dØputØ
2003 : DurØe de vie des centrales nuclØaires et les nouveaux types de
rØacteurs - Rapport de MM. Christian Bataille et Claude Birraux, dØputØs.
7
) Voir infra p. 51 et s.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
23
Par le nombre de ses travaux dans le domaine nuclØaire, l’Office
est un des acteurs incontournables de l’information sur ces sujets. De
surcro t, la publication, dans le cadre de chaque rapport, du compte rendu
des auditions des personnes entendues permet de disposer d’une
information prØcieuse sur les positions officielles de chacun des acteurs
du nuclØaire.
Enfin, le r le de l’Office est en quelque sorte confortØ par la
dØsignation de certains de ses membres Ls qualitØs au conseil
d’administration d’Øtablissements publics tels que l’Andra et l’IRSN.
B
Les ministLres de tutelle
Cinq ministLres sont concernØs directement par les questions
nuclØaires : industrie, dØfense, Øcologie et dØveloppement durable,
recherche, santØ. Ils exercent souvent conjointement la tutelle des
Øtablissements publics concernØs.
Pour le nuclØaire civil, le ministLre chargØ de l’industrie est le plus
directement intØressØ : la direction gØnØrale de l’Ønergie et des matiLres
premiLres (DGEMP) est chargØe d’Ølaborer et de mettre en oeuvre les
dØcisions du Gouvernement, de contribuer aux travaux des organisations
internationales et communautaires et d’assurer la tutelle des entreprises
publiques du secteur. Le ministLre chargØ de la recherche joue un r le
Øminent de coordonnateur pour les recherches
mener dans le cadre de la
loi Bataille.
Pour le nuclØaire de dØfense, le ministLre de la dØfense est le
premier concernØ, tout en agissant en tant que de besoin en liaison avec
les autres ministLres intØressØs. Une organisation spØcifique est en place,
puisque le CEA est associØ au ministLre de la dØfense pour la rØalisation
des armements nuclØaires dans ce qu’il est convenu d’appeler l’« oeuvre
commune ». Dans le cadre de la rØpartition des compØtences, fixØe
pØriodiquement par le Premier ministre, le CEA exerce une activitØ de
ma tre d’ouvrage dØlØguØ pour tout ce qui concerne l’assainissement des
sites de recherche, de production ou d’entreposage des matiLres nuclØaires
destinØes au programme de dØfense.
C
Les autoritØs de sûretØ nuclØaire
La sûretØ des installations nuclØaires est dØfinie comme l’ensemble
des dispositions techniques prises aux stades de la conception, de la
construction, puis de l’exploitation et enfin du dØmantLlement pour :
24
C
OUR DES COMPTES
!
assurer, en situation normale, un fonctionnement et un Øtat
des installations (incluant les transports associØs, ainsi que
la gestion des effluents et des dØchets en rØsultant) sans
danger
pour
les
travailleurs,
les
populations
et
l’environnement,
!
prØvenir les situations accidentelles et en limiter les effets.
En France, la sûretØ des installations nuclØaires est fondØe sur le
principe de la pleine responsabilitØ de l’exploitant sous le contr le des
autoritØs de sûretØ, qui Øtaient, jusqu’au dØbut des annØes 2000, le
directeur de la sûretØ des installations nuclØaires (DSIN) pour les activitØs
nuclØaires civiles, et le Haut-Commissaire
l’Ønergie atomique pour les
activitØs relevant de la dØfense. ParallLlement, l’Institut de protection et
de sûretØ nuclØaire (IPSN) reprØsentait une force d’expertise et de
recherche au service des autoritØs de sûretØ, tout en restant une partie
intØgrante du CEA
En 1998, un comitØ interministØriel avait pris des dØcisions
relatives
l’aval du cycle et
la transparence nuclØaire :
un projet de loi devait crØer une autoritØ de sûretØ
nuclØaire sous la forme d’une autoritØ administrative
indØpendante,
les moyens et les compØtences de l’Office pour la
protection des rayonnements ionisants (OPRI), qui Øtait le
pendant de l’IPSN en matiLre de radioprotection, devaient
OEtre renforcØs,
les fonctions d’expertise et d’exploitant devant OEtre
dissociØes, l’IPSN devait OEtre sØparØ du CEA,
la transparence devant s’appliquer Øgalement au nuclØaire
militaire, le ministre de la dØfense devait faire des
propositions en ce sens.
En dØfinitive, le processus lØgislatif et rØglementaire a conduit
des solutions diffØrentes, les projets finissant par aboutir, mais dans un
ordre dispersØ et seulement en partie.
En 1999, le projet de loi initialement prØvu a ØtØ ØcartØ
la suite
des analyses du Conseil d’Etat selon lesquelles il n’Øtait pas possible de
donner
une autoritØ administrative indØpendante des pouvoirs de police
et de rØglementation relevant de l’Etat.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
25
Par la suite, la loi du 9 mai 2001 crØant une Agence fran aise de
sØcuritØ sanitaire environnementale a, dans son titre III
Dispositions
diverses
, rØuni l’OPRI (en ce qui concerne ses activitØs d’expertise et
l’exclusion de ses activitØs
caractLre rØgalien) et l’IPSN au sein d’un seul
et mOEme Øtablissement public : l’Institut de radioprotection et de sûretØ
nuclØaire (IRSN). Cet Institut ne verra rØellement le jour qu’avec son
dØcret constitutif en date du 22 fØvrier 2002, et son premier prØsident ne
sera nommØ qu’en janvier 2003,
la suite de dØsaccords entre autoritØs de
tutelle, situation qui semble OEtre un sort partagØ en matiLre de nomination
dans les Øtablissements publics du secteur nuclØaire.
ParallLlement, le dØcret du 5 juillet 2001 relatif
la sûretØ et
la
radioprotection des installations et activitØs nuclØaires intØressant la
dØfense a crØØ auprLs des ministres chargØs de la dØfense et de l’industrie
un dØlØguØ
la sûretØ nuclØaire et
la radioprotection pour les activitØs et
installations intØressant la dØfense (DSND). Le dØcret traite de
l’organisation de la sûretØ et de la radioprotection, de l’information et des
dispositions applicables aux INBS ; il prend en compte pour les activitØs
intØressant la dØfense la rØunion dans les mains d’une mOEme autoritØ des
activitØs de radioprotection et de sûretØ nuclØaire.
PubliØ le mOEme jour que celui de l’IRSN, un dØcret du 22 fØvrier
2002 modifiant le dØcret de 1993 relatif
l’organisation du ministLre de
l’industrie a crØØ la direction gØnØrale de la sûretØ nuclØaire et de la
radioprotection (DGSNR), qui a re u, en sus de ses attributions en
matiLre de sûretØ, les compØtences dØvolues
l’OPRI en matiLre de
contr le et de recherche des infractions.
Le service central de sûretØ des installations nuclØaires, crØØ en
1973, devenu direction (DSIN) en 1991 et ØrigØ en direction gØnØrale
(DGSNR) en 2002, n’a donc pas acquis le statut d’autoritØ administrative.
NØanmoins, cette instance utilise depuis plus de dix ans l’appellation
Autorité de sûreté nucléaire
et le sigle
ASN
dans sa communication
8
. De
fait, cette direction d’administration centrale se comporte, apparemment
sans obstacle, comme une autoritØ indØpendante, comportement facilitØ
par une remarquable continuitØ, puisque la mOEme personne est
sa tOEte
depuis 1993. Cette situation suscite nØanmoins des inquiØtudes de la part
de ceux qui craignent que l’indØpendance de cette AutoritØ soit plus liØe
la personnalitØ de son directeur gØnØral qu
son statut.
8
) On utilisera dans la suite du rapport le sigle ASN pour dØsigner la DGSNR.
26
C
OUR DES COMPTES
D
Les diffØrents comitØs, conseils
et instances de
concertation au plan national
Le nuclØaire, par sa complexitØ, est le domaine par excellence des
comitØs et commissions de toute nature, la question du dØmantLlement et
des dØchets nuclØaires Øtant mOEme parfois
l’origine de la crØation de ces
instances.
Le ComitØ de l’Ønergie atomique, prØsidØ par le Premier ministre,
un ministre ou
dØfaut par l’administrateur gØnØral du CEA, est une
instance
regroupant
les
reprØsentants
des
principaux
ministLres,
institutions et organismes concernØs par la politique nuclØaire de la
France et qui a pour but d’aider
la dØfinir. C’est
la suite d’une sØance
du ComitØ du dØbut de l’annØe 2003 qu’un plan global d’action a ØtØ
dØcidØ par le Gouvernement en vue de prØparer l’ØchØance lØgislative de
2006 pour les dØchets radioactifs.
La Commission interministØrielle des installations nuclØaires de
base (CIINB), crØØe par le dØcret du 11 dØcembre 1963 relatif aux
installations nuclØaires de base, est le plus ancien des acteurs de la sûretØ
nuclØaire. C’est un organe consultatif qui donne son avis sur les demandes
d’autorisation de crØation ou de modification d’installations nuclØaires de
base et sur les prescriptions particuliLres applicables
chacune de ces
installations.
ce titre, elle est donc un acteur indispensable de la
procØdure de dØmantLlement des installations arrOEtØes ou d’autorisation
pour les installations de stockage de dØchets radioactifs.
Parmi les instances crØØes spØcialement pour contribuer
la mise
en oeuvre de solutions pour les dØchets radioactifs, il faut citer le ComitØ
de suivi des recherches sur l’aval du cycle (Cosrac) et la Commission
nationale d’Øvaluation prØvue
l’article 4 de la loi du 30 dØcembre 1991
9
pour prØparer le rapport annuel que le Gouvernement adresse au
Parlement pour faire Øtat de l’avancement des recherches sur la gestion
des dØchets radioactifs
haute activitØ et
vie longue.
CrØØ en 1973, le Conseil supØrieur de la sûretØ et de l’information
nuclØaires (CSSIN) est un organisme consultatif placØ auprLs des
ministres chargØs de l’industrie et de l’environnement et dont la mission
s’Øtend
l’ensemble des questions touchant
la sûretØ nuclØaire et
l’information du public. Le destin de cet organisme est liØ
celui du
projet de loi sur la transparence nuclØaire ØvoquØ dans la troisiLme partie
du prØsent rapport. Depuis la fin du mandat de ses 37 membres en
9
) Article L.542-3 du code de l’environnement.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
27
septembre 2003, le Conseil ne se rØunit plus, en l’absence de
renouvellement.
En dØfinitive, la multitude des organismes concernØs prive
l organisation d une bonne partie de sa lisibilitØ.
III - Les acteurs internationaux
Dans le domaine nuclØaire les acteurs internationaux sont
nombreux.
Au
niveau
mondial,
on
Øvoquera
le
r le
l Agence
internationale de l Ønergie atomique (AIEA) et de l Agence pour
l Ønergie nuclØaire (AEN). Pour l Europe, l Ølargissement rØcent de
l Union europØenne a conduit la Commission
proposer de nouvelles
directives afin d unifier les conditions de sûretØ des exploitations
nuclØaires en Europe.
A
L Agence internationale de l Ønergie atomique
CrØØe en 1957, l AEIA est une agence de l Organisation des
Nations Unies qui regroupe actuellement 133 membres. Forte d un
personnel de 2200 personnes et d un budget de l ordre de 268 M$, les
principales missions de l agence, toutes relatives au nuclØaire civil, sont
de trois ordres : assistance aux membres, Ølaboration de normes et
surveillance.
L AEIA assiste les Etats membres dans le dØveloppement et
l utilisation de l Ønergie atomique civile pour la production d ØlectricitØ.
Elle favorise les transferts de connaissances et de technologies.
Elle dØveloppe des standards et normes de sØcuritØ permettant
d atteindre un haut niveau de sØcuritØ tant pour la protection de la santØ
humaine que de l environnement : les Etats membres peuvent utiliser ces
textes comme bases de leur rØglementation nationale. Cette activitØ est
supervisØe, depuis 1996, par une commission sur les normes de sûretØ
dØnommØe aussi CSS « commission on safety standards » - composØe
des reprØsentants des autoritØs de sûretØ des 16 pays membres de cette
commission. La France y est
reprØsentØe par le directeur gØnØral de la
sûretØ nuclØaire et de la radioprotection.
La CSS supervise quatre comitØs chargØs d Ølaborer des normes de
sûretØ dans les domaines de la sûretØ des rØacteurs, de la radioprotection,
de la sûretØ des transports de matiLres nuclØaires et de la sûretØ de la
gestion des dØchets radioactifs. Elle vØrifie par des inspections que les
28
C
OUR DES COMPTES
Etats remplissent leurs obligations de non prolifØration
et font un usage
pacifique de leurs installations nuclØaires.
A la suite de l accident de Tchernobyl, une convention sur la sûretØ
nuclØaire a ØtØ nØgociØe. EntrØe en vigueur en octobre 1996, elle avait ØtØ
ratifiØe,
fin 2003, par 54 pays, dont 29 ayant au moins un rØacteur
ØlectronuclØaire en service. Ses diffØrents articles dØcrivent un certain
nombre de bonnes pratiques en
la matiLre et les Øtats signataire
s engagent
fournir un rapport dØcrivant la maniLre dont ils appliquent
ces recommandations. Ces rapports sont examinØs lors d une rØunion de
revue, dont la derniLre a eu lieu
Vienne en 2002 sous l Øgide de
l Agence. Une prochaine rØunion est prØvue en avril 2005.
La convention commune sur la sûretØ de la gestion du combustible
usØ et sur la sûretØ de la gestion des dØchets radioactifs complLte dans ces
domaines particuliers la convention prØcØdente. Cette convention, ratifiØe
par 33 pays dont la France
fin 2003, est entrØe en vigueur le 18 juin
2001. Les Etats signataires doivent produire un rapport, dont la
thØmatique est imposØe par le traitØ. Pour la France, l ASN a rØdigØ le
premier rapport en 2003. On notera que ce rapport trLs complet a donnØ
lieu
plus de deux cents questions Ømanant de vingt pays. La rØunion
d examen des deuxiLmes rapports nationaux est programmØe en mai
2006.
B
L Agence pour l Ønergie nuclØaire (AEN)
L AEN
est
une
agence
spØcialisØe
de
l Organisation
de
coopØration et de dØveloppement Øconomique (OCDE).
La mission de cette agence est d aider les pays membres
maintenir et
approfondir, par l intermØdiaire de la coopØration
internationale, les bases scientifiques, technologiques et juridiques
indispensables
une utilisation sûre, respectueuse de l environnement et
Øconomique de l Ønergie nuclØaire
des fins pacifiques. L Agence
emploie 72 personnes, son budget est de 9,5 M
pour le secrØtariat
gØnØral et de 2,6 M
pour la constitution et la maintenance d une banque
de donnØes.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
29
Aujourd hui l AEN compte 28 pays membres, reprØsentant environ
85% de la capacitØ nuclØaire mondiale. Ses principaux domaines de
travail portent sur :
!
la sûretØ et la rØglementation nuclØaire,
!
le dØveloppement de l Ønergie nuclØaire,
!
la gestion des dØchets radioactifs,
!
la radioprotection et la santØ publique,
!
le droit et responsabilitØ nuclØaire.
Le secrØtariat de l AEN coordonne les activitØs de plusieurs
comitØs techniques permanents spØcialisØs, travaillant sous la conduite du
comitØ de direction de l Ønergie nuclØaire, qui rend directement compte
au conseil de l OCDE.
Selon un plan stratØgique ØlaborØ pour les cinq ans
venir,
l objectif gØnØral poursuivi consiste
« aider les pays membres
maintenir et
dØvelopper les connaissances, les compØtences et les
infrastructures afin de favoriser la sûretØ de l exploitation, ainsi qu une
rØglementation efficace et rØelle des centrales nuclØaires et des
installations du cycle du combustible en s appuyant sur des informations
techniques fiables, le partage d expØriences et les mØthodes les plus
jour ».
L Agence est notamment un lieu de partage d informations et de
mise en commun de certaines recherches permettant de dØgager des
positions communes dites « opinions collectives » sur des problLmes
techniques ou des questions de politique ØnergØtique.
C
L Union europØenne
1
Les Øvolutions du contexte europØen
L Ønergie nuclØaire produite par 155 rØacteurs reprØsente au sein
de l Union europØenne Ølargie un tiers de la consommation d ØlectricitØ.
Le livre vert intitulØ « Vers une stratØgie europØenne de sØcuritØ
d approvisionnement ØnergØtique », adoptØ par la Commission le
29 novembre 2000, engageait le dØbat sur l avenir du nuclØaire dans
l Union. Le rapport final, adoptØ par la commission le 26 juin 2002,
disposait que : « l Øventail des choix des
tats membres doit demeurer
le plus large possible. L option nuclØaire demeure ouverte dans les
tats
de l Union europØenne qui le dØsireraient ».
30
C
OUR DES COMPTES
Les activitØs nuclØaires civiles sont rØgies dans l Union par le traitØ
Euratom, signØ en 1957. Ce traitØ a crØØ une agence d approvisionnement
chargØe de veiller
l approvisionnement rØgulier et Øquitable des Etats
membres en matiLres nuclØaires et a organisØ, parallLlement, un contr le
de sØcuritØ d Euratom, chargØ de vØrifier que les matiLres nuclØaires ne
sont pas dØtournØes vers des usages illicites.
Si le traitØ Euratom a donnØ lieu
de nombreuses dispositions
normatives en matiLre de radioprotection, il n en a pas ØtØ de mOEme,
paradoxalement, pour la sûretØ et la sØcuritØ des installations nuclØaires.
L Ølargissement de l Union europØenne au 1
er
mai 2004 a encore
renforcØ la diversitØ des situations rencontrØes dans les Etats membres.
Ces dix nouveaux adhØrents exploitent une vingtaine de rØacteurs dont
certains ont ØtØ arrOEtØs pour des raisons de sØcuritØ et d autres ont fait
l objet de mises
niveau technique afin de prØsenter un niveau de sûretØ
identique aux rØacteurs des anciens Øtats membres. Ces opØrations de
mise
niveau technique ont ØtØ conduites dans le cadre d un programme
- programme PHARE -
financØ par l Union.
Globalement, la position de l ensemble des Etats membres vis- -
vis du nuclØaire est diverse : parmi les anciens
tats membres, certains
ont annoncØ un moratoire, d autres ont pris la dØcision d arrOEter leurs
rØacteurs
la fin de la durØe de vie, tandis que deux Etats ont pris la
dØcision de construire un nouveau rØacteur
10
. Parmi les nouveaux
tats
membres, certains ont pris l’engagement vis- -vis de l’Union europØenne
d’arrOEter leurs rØacteurs nuclØaires peu sûrs, mais leurs positions sur
l’avenir du nuclØaire sont trLs nuancØes.
Dans ce contexte, il est naturel que les autoritØs europØennes aient
cherchØ
complØter des dispositions lacunaires ainsi que l avaient
demandØ le Conseil europØen lors des rØunions de Cologne en 1999 et de
Laeken en 2001 et le Parlement europØen,
la suite du rapport Rübig, en
2002.
10
) L Italie est sortie du nuclØaire
la suite du rØfØrendum de 1987 ; l Allemagne a
annoncØ sa dØcision d arrOEter ses derniers rØacteurs en 2021 ; la Belgique envisage
une telle solution en 2025 ; l Espagne, les Pays-Bas et la SuLde ont prØvu de
poursuivre la production jusqu
la date de caducitØ de leurs rØacteurs ; la Finlande, la
France et le Royaume-Uni continuent la production ØlectronuclØaire, la Finlande et la
France ayant chacune fait le choix de construire un nouveau rØacteur de type EPR.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
31
2
Les propositions de directives europØennes
Deux propositions de directives, fondØes sur le chapitre 3 du traitØ
Euratom, ont ØtØ ØlaborØes en 2003 par la Commission, l une relative aux
obligations de base et aux principes gØnØraux dans le domaine de la
sûretØ des installations nuclØaires, l autre relative
la gestion du
combustible nuclØaire irradiØ et aux dØchets radioactifs. Le Parlement
europØen a critiquØ un certain nombre de dispositions contraignantes
envisagØes par la Commission dans son avis de la fin de l’annØe 2003. En
juin 2004, le Conseil europØen a rejetØ les projets de la Commission, qui a
fait de nouvelles propositions en septembre 2004.
a)
La proposition de directive relative à la
sûreté des installations
nucléaires en exploitation et en cours de démantèlement
La proposition de directive de la Commission dØfinissant les
obligations de base et les principes gØnØraux dans le domaine de la sûretØ
des installations nuclØaires comprend trois types de dispositions,
destinØes
garantir un niveau de sûretØ de haut niveau et homogLne dans
les Etats membres de l Union.
Des normes communes
L objectif de la directive n est pas de formuler des normes
techniques dØtaillØes qui existent dØj
au niveau des
tats, mais de dØfinir
des principes d organisation de base permettant une gestion adØquate de
la sûretØ. Le projet de texte propose de rendre contraignantes pour les
tats membres les dispositions prØvues par la convention sur la sûretØ
nuclØaire de l AIEA, qui fixe un cadre juridique prØcis constituant la base
d un systLme de gestion de la sûretØ nuclØaire. Ces dispositions seraient
Øtendues
l ensemble des installations nuclØaires civiles alors que les
dispositions
de
la
convention
ne
concernent
que
les
centrales
ØlectronuclØaires.
La mise en place d’un système d’évaluations indépendantes
Le systLme d Øvaluation proposØ repose sur les compØtences d une
autoritØ de sûretØ nationale que chaque
tat membre doit crØer. Cette
autoritØ, qui doit OEtre indØpendante de « tout organisme ou organisation
privØ ou public, chargØ de la promotion ou de l utilisation de l Ønergie
nuclØaire », a pour r le d Øtablir une rØglementation de la sûretØ des
installations, depuis le choix du site jusqu au dØmantLlement, et d en
contr ler l application.
32
C
OUR DES COMPTES
Dans une premiLre version, ce systLme Øtait complØtØ par la
possibilitØ de faire appel
des experts nationaux afin de rØaliser des
contr les dont le programme serait dØfini par la Commission. Dans le
dernier Øtat de la proposition de directive, le contr le de la Commission
s’attachera
vØrifier la fa on dont les autoritØs de sûretØ s’acquittent de
leur mission, sans avoir pour vocation d’aller vØrifier in situ les conditions
de sûretØ des installations nuclØaires.
Des ressources financières adéquates
Le maintien d un haut niveau de sûretØ suppose que les ressources
financiLres adØquates soient mobilisØes pendant l exploitation des
installations nuclØaires mais aussi pour assurer un dØmantLlement sûr de
celles-ci en fin de vie. En outre, dans un marchØ de l ØlectricitØ chaque
jour davantage ouvert
le concurrence, la non constitution de rØserves
pour dØmantLlement ou l utilisation de ces rØserves
d autres fins
pourraient crØer des distorsions de concurrence entre producteurs au sein
de la CommunautØ.
La premiLre proposition de directive prØvoyait que des fonds de
dØmantLlement externes aux exploitants devaient OEtre constituØs et
rØpondre
un certain nombre de critLres, tels que celui de la personnalitØ
juridique propre.
Sur cette question trLs controversØe de la
constitution de fonds de
dØmantLlement spØcifiques, la proposition de directive initiale admettait
dØj
la possibilitØ de ne pas constituer de tels fonds « dans des cas
exceptionnels et dûment justifiØs »
condition que la disponibilitØ des
actifs soit garantie. La question des fonds de dØmantLlement n est plus
traitØe dans la nouvelle version.
b)
La proposition de directive sur les déchets radioactifs
Dans ce domaine la proposition de directive comporte deux axes :
la mise en
uvre obligatoire d un programme de gestion des dØchets
radioactifs et un effort accru en matiLre de recherche et dØveloppement.
Le programme de gestion des déchets radioactifs
La proposition de directive prØvoit que les
tats membres
dØfinissent un programme de gestion des dØchets radioactifs ou du
combustible irradiØ couvrant toutes les Øtapes de la gestion. Elle insiste
sur la gestion
long terme en prØvoyant l obligation d Øtablir un
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
33
calendrier prØcis pour chacune des Øtapes du processus dØcrites dans
l annexe relative
l Øvacuation des dØchets radioactifs.
La Commission europØenne a tentØ d imposer aux
tats membres
un calendrier prØvoyant notamment que l autorisation d exploitation d un
entrep t de stockage en couches gØologiques profondes devait OEtre
accordØe au plus tard en 2018, l option d un entreposage
durØe
indØterminØe en surface ou subsurface n Øtant pas considØrØ comme un
exutoire acceptable. La Commission considLre en effet, suivant en cela un
large
consensus
international,
que
l enfouissement
en
couches
gØologiques profondes constitue, en l Øtat actuel des technologies, la
meilleure option possible. Les difficultØs rencontrØes par tous les pays
pour
crØer
des
entrep ts
de
stockage
profond
et
le
caractLre
particuliLrement sensible de ces sujets sur l opinion, pouvaient, dØs
l origine, faire douter du caractLre rØaliste d un tel calendrier uniforme et
contraignant. A la suite des dØbats devant le Parlement europØen, la
Commission a finalement renoncØ
fixer des ØchØances prØcises dans la
directive, maintenant toutefois l exigence que les plans nationaux de
gestion en comportent
11
.
Un effort accru en matière de recherche développement
La proposition de directive prØvoit que les programmes nationaux
de gestion devront prendre en compte la recherche et le dØveloppement
technologique dans le domaine des dØchets radioactifs. Il est en effet
essentiel que les efforts consentis pour l enfouissement en couches
gØologiques profondes ne se fassent pas au dØtriment de nouvelles
technologies permettant de rØduire volume et toxicitØ des dØchets.
Enfin, les
tats seraient soumis
des obligations dØclaratives
prenant la forme d un
rapport triennal, dont la Commission assurerait
une synthLse permettant d Øtablir un rapport sur l Øtat de la gestion du
combustible usØ et des dØchets radioactifs dans l Union.
En dØfinitive,
la diffØrence des projets initiaux, le nouveau «
paquet nuclØaire rØvisØ » n’aura pas d’incidence significative pour ce qui
concerne la France, qui met dØj
en
uvre l essentiel des diverses
prØconisations.
11
) Version rØvisØe des deux textes du 8 septembre 2004.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
35
Chapitre II
Panorama des installations
nuclØaires et des dØchets radioactifs
36
C
OUR DES COMPTES
Les activitØs nuclØaires sont dØfinies par le code de la santØ
publique comme « les activitØs comportant un risque d’exposition des
personnes aux rayonnements ionisants », Ømanant soit d’une source
artificielle soit d’une source naturelle : de telles activitØs sont menØes dans
des « installations nuclØaires de base » (INB) mais aussi dans le cadre
d’activitØs de transport de matiLres radioactives et fissiles, ou de
production et d’utilisation de rayonnements ionisants dans les h pitaux,
les laboratoires et l’industrie. Ces activitØs produisent nØcessairement des
dØchets, rØpartis sur le territoire national, mais dont les plus radioactifs
sont concentrØs au sein des INB, plus de 90 % de cette radioactivitØ Øtant
concentrØ dans les usines de retraitement de La Hague et de Marcoule.
I - Les installations nuclØaires en France
A
Les installations nuclØaires civiles
Le dØcret du 11 dØcembre 1963 relatif aux installations nuclØaires
ØnumLre les catØgories d’installations nuclØaires de base (INB) :
les rØacteurs nuclØaires,
l’exception de ceux qui font
partie des moyens de transport ;
les accØlØrateurs de particules rØpondant
certaines
caractØristiques fixØes par arrOEtØ ;
les
usines
de
prØparation,
de
fabrication
ou
de
transformation de substances radioactives, par exemple les
usines de prØparation des combustibles nuclØaires, de
sØparation des isotopes des combustibles nuclØaires, de
traitement
des
combustibles
nuclØaires
irradiØs
de
traitement des dØchets radioactifs ;
les installations destinØes au stockage au dØp t ou
l’utilisation de substances radioactives, y compris les
dØchets.
Ce dØcret a eu pour but d’encadrer de fa on trLs stricte les
conditions de crØation d’une INB, en imposant notamment une enquOEte
publique prØalable
une autorisation elle-mOEme donnØe par dØcret.
Toutes les installations crØØes avant 1963 ont ØtØ dispensØes de la
procØdure d’autorisation et ce n’est qu’en 1990 que le principe de
cessation d’activitØ a ØtØ pris en compte par une modification du dØcret de
1963, qui a introduit les notions de mise
l’arrOEt dØfinitif et de
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
37
dØmantLlement des INB. La mise
l’arrOEt dØfinitif donnait Øgalement lieu
un dØcret d’approbation sans que la suite des opØrations soit bien
dØterminØe : il en rØsultait des situations intermØdiaires conduisant
un
fractionnement des opØrations, la mise
l’arrOEt Øtant suivie par des
crØations d’INB intermØdiaires donnant elles-mOEmes lieu
des dØcrets. La
procØdure a ØtØ amØliorØe
cet Øgard en 2002 : la mise
l’arrOEt dØfinitif
d’une installation fait maintenant l’objet d’un dØcret d’autorisation de
dØmantLlement pris sur la base d’un scØnario complet d’opØrations dont le
but est d’aboutir
un dØclassement de l’installation.
De 1965
2002, 17 INB ont fait l’objet d’un dØclassement
dØfinitif ;
la fin de l’annØe 2003, on pouvait recenser
125 INB
rØparties
ainsi qu’il suit entre les principaux exploitants :
RØpartition des INB par exploitant au 31 dØcembre 2003
CEA
Cogema
Framatome
EDF
Andra
Autres
Total
En activitØ
30
15
2
47
2
7
103
ArrOEt dØfinitif
11
2
8
1
22
Total INB
41
17
2
55
2
8
125
Source : tableau établi par la Cour d'après les données du rapport 2003 de l'ASN
Les INB recensØes sont d’importance trLs variable, mais ce tableau
montre que la quasi-totalitØ des installations est rØpartie entre le CEA, la
Cogema et EDF. Les INB du CEA sont, pour l’essentiel, des rØacteurs
consacrØs
la recherche et des laboratoires utilisant des substances
radioactives ; celles des sociØtØs des groupes Cogema et Framatome sont
des usines de transformation de matiLres et de fabrication de combustible
nuclØaire ; celles d’EDF correspondent aux rØacteurs des centrales
nuclØaires, Øtant prØcisØ que les INB comprennent un seul ou deux
rØacteurs, selon que ceux-ci ont ØtØ mis en service sØparØment ou
ensemble
12
; les deux INB de l’Andra sont des centres de stockage de
dØchets ; enfin, sous la rubrique
Autres
13
figurent diverses INB
appartenant notamment au CNRS ou
deux sociØtØs privØes.
Sur les 125 INB recensØes, 22 sont des installations dØj
arrOEtØes
mais dont le dØmantLlement est en cours : le CEA est particuliLrement
12
) Ce qui explique qu’avec 58 rØacteurs en activitØ, EDF n’ait que 47
INB.
13
) Sous cette rubrique, figurent un accØlØrateur de particules du CNRS, le grand
accØlØrateur national d ions lourds gØrØ par le GIE Ganil
paritØ CNRS/CEA, le
rØacteur de l universitØ de Strasbourg (aujourd hui arrOEtØ) et 5 installations
d ionisations.
38
C
OUR DES COMPTES
concernØ par cette situation ; quant
EDF, les huit installations arrOEtØes
correspondent
ses centrales dites de premiLre gØnØration.
La liste des 125 INB montre que les charges futures de
dØmantLlement, qui interviendront dans les 50 annØes
venir, ne
concernent quasiment que des Øtablissements ou sociØtØs actuellement
directement ou indirectement dØtenus en totalitØ ou majoritairement par
l’ tat.
B
Les installations nuclØaires intØressant la dØfense
L’article 17 du dØcret de 1963 relatifs aux installations nuclØaires
dispose que les INB intØressant la dØfense nationale, classØes secrLtes par
le Premier ministre sur proposition du ministre de la dØfense ou du
ministre chargØ de l’industrie, cessent d’OEtre soumises
ses propres
dispositions
compter de la dØcision de classement. Les INB classØes
secrLtes, couramment dØnommØes « INBS » sont actuellement rØgies par
le dØcret n
2001-592 du 5 juillet 2001 relatif
la sûretØ et
la
radioprotection des installations et activitØs nuclØaires intØressant la
dØfense.
Ce dØcret, dont l’objet pour la dØfense est beaucoup plus large que
le dØcret de 1963, distingue :
les INBS,
les systLmes d’armes destinØs
mettre en oeuvre une arme
nuclØaire et les navires
propulsion nuclØaire,
les sites et installations d’expØrimentation nuclØaire,
le transport des matiLres fissiles ou radioactives.
la diffØrence des INB, les INBS sont dØfinies par leur pØrimLtre,
ce qui a pour consØquence de donner le caractLre secret
l’ensemble des
installations se trouvant dans le pØrimLtre. Si on constate un certain
parallØlisme des formes entre les procØdures applicables aux INB et aux
INBS, la procØdure est marquØe par le secret : il n’y a pas enquOEte
publique, le dØcret d’autorisation n’est pas forcØment publiØ et aucun
dØcret n’est nØcessaire pour entamer la phase de dØmantLlement.
Chaque
INBS
comporte
gØnØralement
un
certain
nombre
d’installations, qui constitueraient elles-mOEmes autant d’INB dans le
secteur civil. Leur situation juridique est, au surplus, trLs variØe, le
propriØtaire et l’exploitant n’Øtant pas toujours les mOEmes entitØs, qu’il
s’agisse de la Cogema, de Technicatome, ou du CEA.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
39
Le site de Marcoule dans le Gard est
cet Øgard exemplaire. En
effet, le pØrimLtre de l’INBS comporte toute une sØrie d’installations, dont
certaines ont en rØalitØ la qualitØ d’INB.
l’intØrieur de ce pØrimLtre on
trouve notamment :
o
le rØacteur G1, premier rØacteur nuclØaire fran ais de la
filiLre UNGG, arrOEtØ depuis 1968 et toujours en cours de
dØmantLlement, anciennement exploitØ par le CEA, ce
dernier Øtant propriØtaire des installations ;
o
les rØacteurs G2 et G3, en cours de dØmantLlement, arrOEtØs
respectivement depuis 1980 et 1984 et anciennement
exploitØs par la Cogema, le CEA Øtant propriØtaire des
installations ;
o
l’usine UP1 de retraitement de combustibles plutonigLnes,
en cours de mise
l’arrOEt dØfinitif, la Cogema Øtant le
propriØtaire et l’exploitant ;
o
les rØacteurs tritigLnes CØlestin et l’atelier tritium, qui
produisent du gaz tritium pour les besoins de la dØfense
nationale, exploitØs par la Cogema, le CEA Øtant
propriØtaire.
Une grande partie des INBS est financØe pour leur fonctionnement,
voire leur dØmantLlement, par le CEA agissant pour le compte du
ministLre de la dØfense, qui lui transfLre des crØdits
cet effet. Ces INBS
se trouvent rØparties entre Marcoule, Pierrelatte, Miramas, Cadarache et
les diffØrents centres de la direction des applications militaires du CEA.
S’agissant de la compØtence des AutoritØs de sûretØ (ASN ou
DSND), c’est la qualification d’INB ou d’INBS qui entra ne la compØtence
de l une ou de l autre. Ainsi, le DSND est compØtent pour le
dØmantLlement d’une INBS, tant que celle-ci n’a pas ØtØ dØclassØe en
INB. Cette compØtence s’appliquera Øgalement aux dØchets radioactifs
entreposØs dans l’INBS. En revanche, en ce qui concerne le stockage
ultime, assurØ par l’Andra, qui est une INB, c’est l’ASN qui est
compØtente, car,
ce stade on ne distingue plus les dØchets selon leur
origine. C’est une des raisons pour lesquelles la transformation en INB
d’une INBS avant le dØbut de son dØmantLlement serait a priori
souhaitable pour Øviter les chevauchements de compØtences ; une autre
raison tient
l’expØrience acquise par l’ASN dans le domaine du
dØmantLlement, car, comme on le verra dans la deuxiLme partie, il n’y a
pas de diffØrence substantielle entre le dØmantLlement de l’usine de
retraitement de Marcoule, classØe INBS, et celui des usines de
retraitement de La Hague, classØes INB.
40
C
OUR DES COMPTES
II - Les dØchets radioactifs en France
En France, au-del
des dØfinitions officielles, des divergences
existent sur la notion de dØchets radioactifs ; les volumes des diffØrentes
catØgories de dØchets ne sont pas toujours connus avec prØcision ; la trLs
grande diversitØ des producteurs de dØchets est aussi une caractØristique,
que doit gØrer l Andra ; enfin, la destination future des combustibles
irradiØs, qui, en France, ne sont pas des dØchets, reste,
ce jour,
indØterminØe.
A
Une notion aux limites encore mal dØfinies
1
La dØfinition juridique
Tant au niveau international qu au niveau national,
plusieurs
dØfinitions de la notion de dØchets radioactifs coexistent.
Pour l’AIEA, « les dØchets radioactifs s entendent des matiLres
radioactives sous forme gazeuse, liquide ou solide pour lesquelles aucune
utilisation ultØrieure n est prØvue [ ] et qui sont contr lØes en tant que
dØchets radioactifs par un organisme de rØglementation »
14
. Pour l Union
europØenne, est un dØchet radioactif « toute matiLre contenant des
radionuclØides ou contaminØe par des radionuclØides et pour laquelle
aucune utilisation n est prØvue »
15
.
14
) AIEA, convention sur la sûretØ du combustible usØ et sur la sûretØ des dØchets
radioactifs, 5 septembre 1997.
15
) Directive n 92/3 Euratom du 3 fØvrier 1992 relative
la surveillance et au
contr le des transferts de dØchets radioactifs.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
41
DØfinition et mesures de la radioactivitØ
La radioactivitØ est la transformation spontanØe d un noyau atomique
au cours de laquelle ce dernier Ømet un rayonnement ionisant, qui peut OEtre
constituØ de particules
α
(noyaux d’hØlium),
β
(positons Ølectrons) et d un
rayonnement
γ
(photons de haute Ønergie). Les rayonnements
α
et
β
sont
des flux de particules matØrielles susceptibles d’OEtre respectivement arrOEtØs
par une feuille de papier et une feuille d’aluminium, tandis que le
rayonnement
γ
est constituØ de petits grains d’Ønergie sans masse, trLs
pØnØtrants, qui ne peuvent OEtre arrOEtØs que par plusieurs dØcimLtres de
plomb ou de bØton.
Le
Becquerel
(Bq) mesure l’activitØ et correspond au nombre de
dØsintØgrations par seconde de la source de rayonnement ; le
Gray
(Gy)
mesure la dose absorbØe et correspond
l’Ønergie du rayonnement re u (la
dose Gray est ce que mesure un dosimLtre) ; le
Sievert
(Sv) mesure
l’Øquivalent de dose absorbØe et correspond
l’effet de l’irradiation re ue,
qui varie selon le type de rayonnement et la partie de l organisme atteinte
par contact ou par ingestion. Avec le Sv on mesure les effets biologiques
produits par l’Ønergie re ue et pondØrØe par le type de rayonnement, la durØe
d’exposition et la sensibilitØ de l’organisme ou organe atteint. De 1982
2003, la rØglementation imposait une dose maximale annuelle (pour le corps
entier) de 5 mSv (millisiviert) pour le public et de 50 mSv pour les
travailleurs du nuclØaire ; la dose maximale prØvue pour le public n’inclut
pas celle qui rØsulte du rayonnement naturel (2 mSv/an en moyenne), ni
l’irradiation mØdicale moyenne (environ 1 mSv/an). Depuis 2003, les doses
maximales respectives, pour le public et les travailleurs
sont de1 mSv et de
20 mSv/an
En France, la loi du 15 juillet 1975 relative
l Ølimination des
dØchets et
la rØcupØration des matØriaux dØfinit la notion gØnØrique de
dØchet : « tout rØsidu d un processus de production, de transformation ou
d utilisation, toute substance, matØriau, produit ou plus gØnØralement tout
bien meuble, abandonnØ ou que son destinataire destine
l abandon ».
Pour ce mOEme texte, un dØchet est ultime « dØs lors qu il n est plus
susceptible d OEtre traitØ dans les conditions techniques et Øconomiques du
moment, notamment par extraction de la part valorisable ou par rØduction
de son caractLre polluant ou dangereux ». La radioactivitØ dØtermine une
catØgorie spØcifique de dØchets, soumis
la fois aux grands principes
ØnoncØs par cette loi, maintenant codifiØe sous les articles L. 541-1 et
suivants du code de l’environnement, et
un rØgime particulier. Ce
rØgime a ØtØ introduit au niveau lØgislatif par la loi du 30 dØcembre 1991
relative aux recherches sur la gestion des dØchets radioactifs, connue sous
le nom de loi Bataille, qui a ØtØ elle aussi codifiØe
la suite des
42
C
OUR DES COMPTES
dispositions de la loi de 1975 sous les articles L. 542-1 et suivants du
mOEme Code.
En dØfinitive, ce qui caractØrise les dØchets en gØnØral, et les
dØchets radioactifs en particulier, c est l impossibilitØ de rØutiliser une
matiLre
l issue d un processus de production pour des raisons purement
techniques et/ou pour des raisons Øconomiques, tenant, par exemple, au
coût trop ØlevØ d un recyclage. Autant le critLre technique prOEte peu
discussion, autant le critLre Øconomique est susceptible de contestation,
voire de polØmique : c est particuliLrement le cas dans le domaine des
dØchets radioactifs, puisque, selon les pays, les combustibles irradiØs sont
considØrØs comme des dØchets ou comme un ØlØment recyclable
16
.
2
Les classifications et leurs consØquences
La spØcificitØ des dØchets radioactifs tient aux effets de la
radioactivitØ, eux-mOEmes liØs
la durØe de vie de cette radioactivitØ dans
des conditions encore mal connues, d oø la nØcessitØ de rØpartir les
dØchets radioactifs en plusieurs catØgories ayant chacune des impØratifs
de gestion. La radioactivitØ se caractØrise, en effet,
la fois par l intensitØ
de l activitØ nuclØaire mesurØe en Becquerel, unitØ Øgale
une
dØsintØgration du noyau atomique par seconde, et par sa durØe, les
ØlØments radioactifs Øtant dØfinis par leur « pØriode radioactive », c’est- -
dire le temps nØcessaire pour que leur radioactivitØ ait ØtØ rØduite de
moitiØ.
16
) En France, des combustibles irradiØs ne sont pas considØrØs comme des dØchets,
puisqu’ils sont retraitØs : cette importante question sera analysØe infra, p. 51 et s.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
43
PØriode radioactive
La pØriode radioactive est le temps au terme duquel la moitiØ des
atomes contenus dans un Øchantillon de substances radioactives se sont
dØsintØgrØs. Un dØchet radioactif
vie courte contient principalement des
ØlØments radioactifs de pØriode infØrieure
30 ans. Son niveau d’activitØ est
tel qu’au bout de 300 ans, le dØchet n a plus qu un impact nØgligeable dans
un stockage de surface. Un dØchet radioactif
vie longue contient en quantitØ
significative des ØlØments radioactifs dont la pØriode est de plus de 30 ans, et
souvent de l’ordre du millier d’annØes.
Elément radioactif
Période radioactive
Cobalt 60
5,2 ans
Tritium
12,2 ans
Strontium 90
28,1 ans
Césium 137
30 ans
Américium 241
432 ans
Radium 226
1 600 ans
Carbone 14
5 730 ans
Plutonium
24 000 ans
Neptunium 237
2,14 millions d’année
Uranium 235
704 millions d'années
Uranium 238
4,47 milliards d'années
En France, une premiLre classification des dØchets radioactifs a
consistØ
les rØpartir en trois catØgories (A, B et C).
Les dØchets A ou dØchets de faible activitØ,
vie courte, c’est- -
dire dont la pØriode radioactive est infØrieure
trente ans, produisent des
rayons bOEta et gamma
faible intensitØ de rayonnement : ils proviennent
de l industrie ØlectronuclØaire ou des autres utilisations du nuclØaire, la
recherche ou la mØdecine par exemple.
Les dØchets B ou dØchets de faible ou moyenne activitØ,
vie
longue, sont gØnØralement produits lors des recherches sur les
combustibles nuclØaires, leur fabrication ou leur retraitement.
Les dØchets C ou dØchets de haute activitØ contiennent des
quantitØs importantes de matiLres
rayonnement bOEta et gamma : ils sont
essentiellement constituØs des produits issus du retraitement et des
installations directement en contact avec le combustible.
Depuis 1999, une nouvelle classification a ØtØ introduite, plus
prØcise et plus opØrationnelle, qui tend
se substituer aux catØgories
prØcØdentes. C est elle qui est dØsormais recommandØe par l ASN et
employØe par l Andra. On peut la rØsumer par le tableau suivant.
44
C
OUR DES COMPTES
Classification actuelle des dØchets et matiLres nuclØaires
Vie
(pØriode)
trLs courte
(< 100 jours)
courte
(< 30 ans)
longue
(> 30 ans)
TrLs faible
activitØ
(TFA)
Utilisation mØdicale ou pour la recherche de radionuclØides
DØchets de dØmantLlement
RØhabilitation de sites polluØs
Utilisation de matØriaux naturels
RØsidus du traitement de minerais d uranium
Terres ou rØsidus dØposØs en dØcharge
Faible
activitØ
(FA)
DØchets graphites
DØchets radifLres
Moyenne
activitØ
(MA)
DØchets tritiØs
Domaine mØdical
DØchets de procØdØs
DØchets technologiques
DØchets de dØmantLlement
Installations
du
cycle
du
combustible
Centres de recherche CEA
DØchets de structure
DØchets issus du traitement
des effluents
Haute
activitØ
(HA)
Installations du cycle du combustible
DØchets renfermant des produits de fission
Assemblages de combustible non retraitØ
Source :
Andra
Cette nouvelle classification permet de distinguer, de fa on plus
opØratoire, cinq catØgories de dØchets.
1.
Les déchets de très courte durée de vie,
issus des usages
mØdicaux de la radioactivitØ, mettent gØnØralement en jeu des
radioØlØments de trLs courte durØe de vie. Ils sont recueillis et
entreposØs pendant une durØe permettant
la radioactivitØ de
dispara tre
sur
place.
Ensuite,
ces
dØchets
devenus
conventionnels sont ØliminØs dans les circuits de traitement des
dØchets hospitaliers classiques.
2.
Les déchets de très faible activité (TFA)
proviennent du
dØmantLlement des installations nuclØaires, mais aussi des sites
industriels classiques qui utilisent pour leur production des
substances faiblement radioactives ou de l assainissement de
sites polluØs par des substances radioactives.
3.
Les déchets de faible et moyenne activité à vie courte (FMA-VC)
sont essentiellement des dØchets de fabrication, des Øquipements
et des matØriaux usagØs, des sources scellØes, des chiffons de
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
45
nettoyage et des vOEtements de protection. Entrent Øgalement dans
cette catØgorie certains produits rØsultant du traitement des
effluents liquides et gazeux des installations nuclØaires. Certains
de ces dØchets de faible et moyenne activitØ
vie courte posent
des problLmes particuliers, en particulier ceux qui contiennent
des quantitØs notables de tritium, radioØlØment
vie courte,
particuliLrement difficile
confiner, du fait de sa volatilitØ, et,
dans une moindre mesure, les sources scellØes, qui contiennent
une radioactivitØ souvent trLs concentrØe.
4.
Les déchets de faible activité à vie longue (FAVL)
proviennent le
plus
souvent
d activitØs
industrielles
conduisant
la
concentration de radioØlØments d origine naturelle (ancienne
industrie du radium, par exemple), ou de l industrie nuclØaire
(comme, par exemple, le graphite irradiØ contenu dans les
structures des anciens rØacteurs de la filiLre uranium naturel
graphite gaz).
5.
Les déchets de haute activité (HAVL) et les déchets de moyenne
activité à vie longue (MAVL)
contiennent des ØlØments
pØriode
longue, notamment des Ømetteurs de rayonnements alpha. Les
dØchets MAVL sont principalement des dØchets de procØdØ
(coques et embouts de combustibles irradiØs, boues provenant du
traitement des effluents) et de maintenance, provenant des
installations de retraitement et des centres de recherche. Les
dØchets HAVL ont gØnØralement pour origine le combustible
nuclØaire lui-mOEme et les produits de fission et d activation issus
de son retraitement. Ils se caractØrisent par un dØgagement de
chaleur important (jusqu
deux kilowatts par conteneur de
150 litres).
MalgrØ son niveau de dØtail, cette classification ne peut englober
tous les types de dØchets. Il existe, ainsi, des dØchets, dits mixtes, qui
mOElent des matiLres radioactives et des matiLres chimiques toxiques, ainsi
que des dØchets du passØ entreposØs en vrac, qui nØcessitent un traitement
ad hoc avant leur stockage. En pratique, au sein des catØgories gØnØrales
prØcØdentes, des marges d adaptation existent, instruites par l’ASN.
A l avenir, la typologie des dØchets est susceptible de se prØciser
encore. Dans le cadre des travaux prØparatoires
l inventaire national des
matiLres et des dØchets radioactifs, l Andra a en effet retenu diffØrentes
caractØristiques permettant de distinguer une centaine de familles de
dØchets.
46
C
OUR DES COMPTES
Cette complexitØ et cette ØvolutivitØ de la classification des dØchets
radioactifs n ont pas rendu possible, pour l heure, la dØfinition d une
norme de droit simple et unique. Pour faciliter la comprØhension des
enjeux de la gestion des dØchets, il serait utile que, d ici 2006, lorsqu il
faudra rendre compte de l Øtat d avancement des travaux demandØs par le
lØgislateur de 1991, une classification unique et partagØe par tous les
acteurs soit retenue, en cohØrence
autant que possible
avec les
typologies internationales.
Actuellement, on rappellera que la classification fran aise exclut
les combustibles irradiØs, mais inclut la notion de dØchets de trLs faible
activitØ. Les combustibles irradiØs ne constituent pas des dØchets, dans la
mesure oø ils sont destinØs
OEtre retraitØs, mais cette affirmation suscite
assez d interrogations, pour que l Andra ait inclus, avec l assentiment des
producteurs et des pouvoirs publics, dans ses scØnarios de stockage futur
des hypothLses de stockage de combustibles.
Les dØchets de trLs faible activitØ (TFA), qui proviennent
essentiellement de l industrie ØlectronuclØaire, rØpondent
un logique de
tra abilitØ, Øtant gØnØralement en de
d un seuil oø ils pourraient OEtre
considØrØs comme normaux.
B
La grande diversitØ des producteurs et dØtenteurs
de dØchets
A la complexitØ des dØchets eux-mOEmes s ajoute la diversitØ des
producteurs et dØtenteurs de dØchets radioactifs et des sites gØographiques
concernØs.
L Andra les regroupe en quatre catØgories :
les Øtablissements ou installations de l industrie nuclØaire,
les Øtablissements de la dØfense nationale,
les autres Øtablissements et industries utilisant des
radionuclØides,
les sites et centres dØdiØs
l entreposage et au stockage.
1
Les Øtablissements ou installations de l industrie
ØlectronuclØaire
Il s agit d abord des six plus grands centres d Øtudes du CEA, de la
centrale PhØnix
Marcoule et du centre d Øtudes d EDF de Chinon. Les
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
47
dØchets de ces centres d Øtudes sont relativement peu volumineux mais de
natures trLs variØes et spØcifiques, en raison de la grande diversitØ des
radionuclØides ØtudiØs.
Les 58 rØacteurs du parc ØlectronuclØaire en activitØ, implantØs sur
19 sites et exploitØs par EDF, produisent, eux, des dØchets en quantitØs
importantes mais qui, malgrØ l Øvolution des rØacteurs, sont moins
diversifiØs que ceux des centres d Øtudes, ce qui a d ailleurs permis de les
conditionner de fa on de plus en plus efficace depuis dix ans.
Les autres entreprises du cycle du combustible produisent eux
aussi des dØchets, diffØrents selon les techniques employØes et les Øtapes
du cycle. En amont, c est le cas des Øtablissements Comurhex de MalvØsi
et Pierrelatte (conversion de l uranium), de l usine Eurodif de Tricastin
(enrichissement), des usines de la sociØtØ Franco Belge de Fabrication de
Combustible (FBFC)
Romans et de la Cogema
Cadarache et Marcoule
(fabrication des combustibles UO
2
et Mox), des Øtablissements de la
SICN de Veuzey-Voroize et Cezus Chimie de Jarrie (fabrication des
assemblages). En aval, il s agit des usines de retraitement UP1 de
Marcoule et UP2 et UP3 de la Hague. Les entreprises qui rØalisent des
opØrations de maintenance et de dØcontamination du parc sont Øgalement
concernØes, tout comme les installations de la sociØtØ Socodei qui assure
la fusion des dØchets mØtalliques et l incinØration des dØchets
combustibles. Toutes les entreprises citØes appartiennent au groupe
Areva.
Le dØmantLlement d ici
2025 des centrales nuclØaires arrOEtØes,
savoir les huit centrales dites de premiLre gØnØration et la centrale de
Creys-Malville, produira Øgalement des dØchets en volume trLs
importants. DiffØrents rØacteurs nuclØaires de recherche sont Øgalement
en cours de dØmantLlement ou confinØs, sans oublier le cas de l usine
UP1 de Marcoule.
2
Les Øtablissements liØs
la dØfense nationale
L’Andra distingue les centres liØs
la force de dissuasion et les
Øtablissements de la dØfense.
Dans la premiLre catØgorie, se retrouvent les centres d’Øtudes et de
production dØpendant de la direction des applications militaires (DAM)
du CEA, ou de la sociØtØ Technicatome
Cadarache. Ces installations
sont classØes INBS : par exemple, les centres de BruyLres-le-Ch tel et de
Cadarache, le centre d’Øtudes scientifiques et techniques d’Aquitaine
(CESTA), les centres de Moronvilliers et Valduc. La nature des dØchets
produits et leur mode de conditionnement sont plus ou moins dØtaillØs
48
C
OUR DES COMPTES
dans les fiches publiØes par l observatoire de l Andra. Le centre de
Valduc joue un r le particulier pour la gestion des dØchets du CEA
puisque les dØchets tritiØs y sont entreposØs, en attente d un exutoire.
DiffØrents Øtablissements du ministLre de la dØfense dØtiennent
Øgalement des dØchets radioactifs pour lesquels il faudra trouver une
filiLre d Ølimination. La DGA regroupe
Cherbourg,
Brest et
Toulon
des
dØchets
issus
des
sous-marins
propulsion
nuclØaire,
qui
s apparentent
ceux produits dans une centrale nuclØaire. Les centres qui
ont expØrimentØ des armes
uranium appauvri,
Bourges et
Gramat en
particulier, sont Øgalement concernØs.
Les diffØrentes armØes disposent Øgalement de petits matØriels
rØformØs, sans lien avec la dissuasion, de type boussoles au radium ou au
tritium, dispositifs de visØe nocturne, paratonnerres, qu il leur faut
Øliminer. En 2002, le Service de Protection Radiologique des ArmØes
(SPRA) a dØclarØ
l Andra 104 unitØs de la DØfense dØtenant un ou
plusieurs des vingt-huit types de dØchets recensØs par le ministLre.
Enfin, il existe des zones d’entreposage de la dØfense nationale :
Arcueil pour la DGA,
Ch teaudun pour l armØe de l air et
Saint-Priest
pour l armØe de terre.
3
Les autres Øtablissements et industries utilisant des
radionuclØides
Dans le domaine mØdical, le rapport 2002 de l observatoire
national de l Andra a recensØ, pour la premiLre fois, 278 producteurs ou
dØtenteurs de dØchets radioactifs, localisØs sur 275 sites (centres
hospitaliers, cliniques, laboratoires d analyses mØdicales, centres de lutte
contre le cancer). Les radionuclØides y sont utilisØs pour des
radioanalyses
de
prØlLvements
biologiques,
pour
les
techniques
d imagerie mØdicale, pour la recherche biomØdicale et,
titre
thØrapeutique, contre le cancer. Les dØchets contaminØs par des
radionuclØides
pØriode longue sont essentiellement produits par les
laboratoires de recherche biomØdicale.
Dans le domaine de la recherche (hors ØlectronuclØaire), l Andra a
engagØ un recensement, dont les premiers rØsultats sont prØsentØs dans le
rapport prØcitØ de l Observatoire. On y apprend que ce domaine
comprend 450 producteurs ou dØtenteurs de dØchets sur 381 sites. Les
radionuclØides utilisØs sont extrOEmement variables,
vie longue
frØquemment, en fonction des besoins de la recherche. De nombreux
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
49
Øtablissements publics
17
utilisent des matiLres radioactives. Sans oublier
la
centaine
d unitØs
de
recherche
appartenant
aux
entreprises
pharmaceutiques.
L Andra a identifiØ diffØrents producteurs ou dØtenteurs industriels
de dØchets radioactifs. Toutefois, l utilisation de radionuclØides, en
particulier comme traceurs dans le contr le des processus industriels,
aurait tendance
diminuer fortement.
Le recensement des utilisateurs et dØtenteurs industriels de
radionuclØides doit encore OEtre complØtØ. De l aveu mOEme de l Andra,
«
contrairement
aux
déchets
bien
caractérisés
produits
par
les
utilisateurs de radionucléides dans la médecine, la recherche et
l’enseignement, ceux du domaine industriel non nucléaire sont plus
difficiles à localiser. Ils représentent des volumes beaucoup plus
importants qui restent mal identifiés parce que l’origine même des flux
possibles n’est pas bien déterminée.
» Les industriels de la chimie
minØrale utilisent des matiLres premiLres contenant des radionuclØides
naturels et produisent des dØchets radioactifs
traiter. Les industriels de
la mØtallurgie utilisent des matiLres radioactives dans certains alliages et
pour certaines soudures et «
représentent des volumes probablement
significatifs
. » On trouve Øgalement de la radioactivitØ dans l industrie
pØtroliLre, la production de chaleur, l incinØration d ordures mØnagLres,
la production d engrais agricole, etc. L Andra recense Øgalement 13 sites
liØs
l extraction et la manipulation du radium et 5 sites relevant de
l industrie horlogLre, ancienne utilisatrice de peinture au radium.
L Andra qualifie ces producteurs et dØtenteurs de radionuclØides
de «
petits producteurs
. » Leur nombre (plus de mille recensØs) et leur
diversitØ les rendent plus difficiles
suivre que les acteurs de la filiLre
ØlectronuclØaire. Il est indispensable, en particulier, de conserver
l historique « radioactif » de tous les sites concernØs.
4
Les sites et centres dØdiØs
l entreposage et au stockage
A l issue de l exploitation des matiLres radioactives, plusieurs
acteurs interviennent pour gØrer les dØcharges, les sites d entreposage ou
de stockage des dØchets radioactifs.
Pour l’industrie ØlectronuclØaire et la dØfense nationale, on citera
plusieurs cas. Sur le site de Saint-Laurent-des-Eaux, EDF entrepose en
silos prLs de 2 000 tonnes de chemises graphite issus des rØacteurs de la
17
) CNRS, Etablissement fran ais du sang, Ifremer, Institut national de physique
nuclØaire et de physique des particules, Inserm, Inra, etc.
50
C
OUR DES COMPTES
filiLre graphite-gaz dØsormais
l arrOEt mais pour lesquels il n existe pas
encore d exutoire. De mOEme, le CEA a regroupØ
Cadarache la plupart
des dØchets HAVL produits par ses centres de recherche, dans l attente
des rØsultats des recherches prØvues par la loi Bataille. Par ailleurs, pour
des raisons historiques, le CEA entrepose actuellement
l intØrieur du
pØrimLtre du centre d Øtudes de Saclay et
Cadarache diffØrents dØchets
radioactifs provenant de divers utilisateurs, notamment environ 90 000
sources scellØes et des paratonnerres. Enfin, comme indiquØ plus haut,
l Andra estime que « plus d une centaine d Øtablissements militaires
gLrent en entreposage des dØchets divers, parfois en trLs faible quantitØ »,
sur lesquels une information succincte est donnØe dans le rapport de son
observatoire.
Les deux centres de l Andra occupent une place centrale dans le
dispositif d entreposage et de stockage. Il s agit du Centre de stockage de
la Manche (CSM), et du Centre de stockage de l Aube (CSA), qui seront
ØvoquØs au chapitre II.
Les rØsidus de traitement industriel de l uranium sont Øgalement
considØrØs comme des dØchets radioactifs et suivis par l Andra. Cette
industrie, qui a exercØ ses activitØs sur 170 sites en France entre 1948
2001,
l initiative du CEA puis de la Cogema a produit environ 52
millions de tonnes de rØsidus de traitement du minerai d uranium,
auxquelles il faut ajouter des dØchets de dØmantLlement. Ces rØsidus sont
gØnØralement rendus au milieu naturel sous forme d un stockage dans
d anciennes mines
ciel ouvert ou dans un bassin : 17 sites de ce type
sont recensØs.
L Andra identifie Øgalement 16 dØcharges ou sites de stockages,
rØpartis sur 11 dØpartements, qui « re oivent ou ont re u par le passØ,
occasionnellement ou rØguliLrement, des dØchets contenant des ØlØments
de faible ou trLs faible activitØ. » Il n est gØnØralement pas prØvu d autre
exutoire pour ces dØchets. L Andra ajoute : « cependant, on ne peut pas
exclure que d autres opØrations de mise en dØcharge aient autrefois ØtØ
effectuØes ailleurs sans en garder trace, ou simplement que les
informations correspondantes aient ØtØ perdues ou oubliØes. »
Enfin, une information est donnØe sur la localisation et la nature
des dØchets immergØs de 1948
1983 par huit pays europØens, dont la
France. La France n a procØdØ qu
deux campagnes d immersion, en
1967 et en 1969, dans deux sites relativement ØloignØs des c tes,
une
Øpoque oø aucun centre de stockage terrestre n existait. Un peu plus de
46 000 fûts de dØchets FMA, en provenance de Marcoule essentiellement,
ont ØtØ alors immergØs. Au total, les pays europØens ont immergØ environ
150 000 tonnes dans une quinzaine de sites, gØnØralement en grande
profondeur, sauf dans quelques cas, notamment dans la «
fosse des
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
51
Casquets
», au nord des
les anglo-normandes
18
. Ces sites de stockage ne
font l objet d aucune surveillance, «
compte tenu des faibles niveaux
d’exposition et d’irradiation qui ont pu être mis en évidence
» par un
programme de recherche international conduit entre 1981 et 1995.
Au total, l Andra doit exercer ses missions bien au-del
des acteurs
de la filiLre ØlectronuclØaire
stricto sensu
. Son observatoire recense ainsi
927 sites sur lesquels de trLs nombreux acteurs ont dØposØ et dØposent
encore des dØchets radioactifs. Des incertitudes persistent encore sur les
volumes et la localisation des dØchets, en particulier ceux des petits
producteurs.
C
Un volume de dØchets par nature incertain
1
L’inventaire des dØchets
La complexitØ de la notion de dØchet radioactif et la multiplicitØ
des producteurs expliquent qu
ce jour un inventaire exhaustif de ce type
de dØchet
soit toujours en devenir.
Certes, chaque annØe depuis 1993, tous les deux ans depuis 2000,
l Andra publie le rapport de son observatoire national sur le recensement
et la localisation des dØchets radioactifs existant en France, ce document
Øtant destinØ
la fois aux pouvoirs publics et
tous les citoyens qui en
font la demande. Bien qu il ait apportØ une connaissance de plus en plus
prØcise des dØchets produits, cet inventaire ne donne pas un recensement
complet et ne permet pas une connaissance prØcise des diffØrentes
catØgories de dØchets en fonction de leur dangerositØ. Par ailleurs, le
rapport est une photographie du stock existant mais ne contient aucune
donnØe prospective sur le montant des dØchets futurs, ouvrant en quelque
sorte la voie aux spØculations sur l’ampleur de la question des dØchets
radioactifs. Il ne contient pas non plus de donnØes financiLres, permettant
de recouper les informations fournies par les producteurs en ce domaine
et apprØcier la charge que reprØsentent les dØchets pour les gØnØrations
futures.
Afin de pallier ces lacunes, le Gouvernement a lancØ, en 2001, la
rØalisation « d un inventaire de rØfØrence des dØchets radioactifs »,
confiØe
l’Andra, dont la premiLre version a ØtØ ØditØe en novembre
2004.
18
) Zone utilisØe par le Royaume-Uni et la Belgique au dØbut des annØes 1950.
52
C
OUR DES COMPTES
Il serait souhaitable, afin de mieux Øclairer la rØflexion nationale
sur la gestion des dØchets et,
l instar de ce qui se passe dans certains
pays, en Belgique notamment, que cet inventaire ne se limite pas
une
photographie instantanØe, mais prØsente des donnØes prospectives
associØes
des donnØes financiLres sur le coût du stockage.
Par
ailleurs,
l Øtablissement
d une
obligation
gØnØrale
de
dØclaration, aujourd hui inexistante en droit positif fran ais, serait de
nature
fiabiliser l inventaire.
D une maniLre gØnØrale, les actions conduites
ce jour pour Øtablir
un inventaire prospectif des dØchets associant
chaque type de dØchet sa
solution de traitement et ses coûts, manquent de vue globale et n ont pas
encore dØbouchØ sur un inventaire fiable facilitant information et
comprØhension du
citoyen dans une matiLre sensible et complexe.
Un progrLs notable devrait OEtre rØalisØ avec le nouvel inventaire de
novembre 2004, comme l indique l encadrØ ci-dessous.
L inventaire national des dØchets en 2004
(Source : Andra)
L inventaire national 2004 se fonde sur les stocks de dØchets
fin
2002. Il repose sur une base de donnØes informatiques alimentØe par les
producteurs de dØchets (l inventaire est dØclaratif) et qui permet de suivre
chaque famille de dØchets, puis de les agrØger en grandes catØgories par
activitØ (trLs faible, faible, moyenne, haute). Il comprend des donnØes sur
les dØchets attendus en 2010 et en 2020. Au-del
de 2020, il donne une
estimation de la quantitØ de combustibles usØs dØchargØs du parc actuel
ainsi que des dØchets de dØmantLlement jusqu
la fin de vie du parc. Les
donnØes sont prØsentØes par secteurs Øconomiques d activitØ. Un travail
important de recoupement a ØtØ conduit permettant de disposer d un outil de
rØfØrence. L ensemble a ØtØ supervisØ par un comitØ de pilotage rØunissant
les
administrations,
les
industriels,
l Andra.
La
CNE
et
l Office
parlementaire d Øvaluation des choix scientifiques et technologiques ont
participØ
titre d observateur.
Une nouvelle version fondØe sur les stocks
fin 2004 sera ØditØe
dØbut 2006. Par la suite, il est prØvu une actualisation rØguliLre.
L Ølaboration d un plan national de gestion des dØchets radioactifs,
dont la rØalisation
a ØtØ confiØe en 2003
l ASN, pourrait, au vu des
objectifs qui lui sont assignØs, rØpondre aussi en partie
ces critiques.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
53
Les objectifs de ce plan sont les suivants
19
:
DØfinition claire des dØchets
considØrer comme radioactifs,
Inventaire fiable et exhaustif des dØchets radioactifs,
Recherche de solutions de gestion pour chaque catØgorie de
dØchet radioactif,
Prise en charge de dØchets radioactifs anciens plus ou moins
« oubliØs »,
Prise en compte des prØoccupations du public,
CohØrence de l ensemble du dispositif de gestion des dØchets
radioactifs,
Optimisation de la gestion des dØchets chez les producteurs
de dØchets,
CohØrence des pratiques en matiLre de sites polluØs et de
mØthodes de rØhabilitation.
Ces objectifs semblent a priori en partie redondants avec la mission
de l Andra. Mais, selon l ASN, ce plan national n a pas vocation
dupliquer les travaux d inventaire de l Andra mais devrait se fonder sur
eux ; il ne devrait pas non plus interfØrer avec les recherches menØes dans
le cadre de la loi de 1991, son but serait de donner une vue globale sur les
voies de gestion des autres dØchets.
L exemple belge
Depuis 1992, l Organisme national des dØchets radioactifs et des
matiLres fissiles enrichies (ONDRAF) rØalise un inventaire des flux de
dØchets des diverses installations. ActualisØ tous les deux ans, cet inventaire
est assorti, depuis un arrOEtØ royal du 12 dØcembre 1997, d un « inventaire
des
passifs
nuclØaires »
Øvaluant
les
coûts
de
dØclassement
et
d assainissement des installations nuclØaires ainsi que l existence et
l adØquation des provisions constituØes pour ces opØrations.
19
) ASN, Rapport annuel 2003.
54
C
OUR DES COMPTES
2
Les difficultØs de l’estimation prØvisionnelle du volume de
dØchets
Une estimation prØvisionnelle des volumes des dØchets se heurte
plusieurs difficultØs.
Une premiLre incertitude concerne les volumes futurs de dØchets
MAVL, HAVL et des combustibles usØs, lesquels dØpendent directement
du retraitement, c’est- -dire de la part des combustibles retraitØs et de
l’avenir du retraitement lui-mOEme. Pour prØciser ces volumes l Andra a
Øtabli plusieurs scØnarios de stockage profond d une partie des
combustibles irradiØs, mais il ne s agit que d hypothLses qui mØritent
d OEtre confirmØes par les producteurs en fonction de leurs stratØgies
industrielles.
Une deuxiLme incertitude concerne les dØchets de faible et
moyenne activitØ
vie courte, dont les quantitØs ont ØtØ jusqu
prØsent
infØrieures aux prØvisions. C’est le cas pour le centre de stockage de
l’Aube, oø les volumes stockØs ont ØtØ infØrieurs de 17% aux prØvisions.
Avec l’expØrience, en effet, les producteurs de dØchets ont rØussi
rØduire
les volumes
Øvacuer ;
ainsi, de 1987
1997, EDF est parvenue
rØduire de 279 m‡
112 m
3
par rØacteur et par an le volume de dØchets
Øvacuer dans un centre de surface.
Une troisiLme incertitude pLse sur le volume des dØchets trLs
faiblement radioactifs
traiter, d’oø la difficultØ pour l Andra, dans un
environnement technologiquement mouvant, d estimer correctement des
projets industriels de stockage mobilisant des ressources financiLres
consØquentes.
Le tableau ci-dessous fournit une estimation des volumes de
dØchets jusqu
la fin du parc actuel de rØacteurs. Il indique des ordres de
grandeur qui pourront varier selon les options de conditionnement
choisies et la stratØgie dØployØe pour la gestion des combustibles usØs.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
55
Volumes prØvisionnels des dØchets radioactifs jusqu’en 2020
(en m
3
)
2002
2010
2020
Type de
dØchets
Volumes stockØs
ou entreposØs
Volumes prØvisionnels
stockØs ou entreposØs
Volumes prØvisionnels
stockØs ou entreposØs
HA
1 639
2 521
3 621
MA-VL
45 359
50 207
54 509
FA-VL
44 559
46 581
87 431
FMA-VC
778 322
913 900
1 196 880
TFA
108 219
247 981
515 991
TOTAL
978 098
1 261 190
1 858 432
Source : Andra
D
Les interrogations sur les combustibles irradiØs
Une question rØcurrente se pose
propos du devenir des
combustibles irradiØs (ou usØs), qui ne sont pas considØrØs comme des
dØchets dans la mesure oø ils seront rØutilisØs aprLs retraitement. La
rØponse
une telle question engage l’avenir, puisqu’elle a des
consØquences importantes dans la mise en oeuvre des solutions de
stockage
ultime
des
dØchets
les
plus
radioactifs
de
la
filiLre
ØlectronuclØaire.
56
C
OUR DES COMPTES
1
La stratØgie de retraitement-recyclage
Les Øtapes du cycle du combustible nuclØaire en France
De l’extraction à l’enrichissement
AprLs son
extraction
, l’uranium naturel est tout d’abord concentrØ
sous la forme d’une poudre jaune ( le « yellow cake »), avant de subir l’Øtape
de la
conversion
chimique (oxyde d’uranium, tØtrafluorure d’uranium,
hexafluorure d’uranium). Comme dans l’uranium naturel, la proportion de
l’isotope 235, qui a la propriØtØ d’OEtre fissile, n’est que de 0,7 % pour 99,3 %
d’isotope 238, et que la proportion idØale pour permettre une rØaction
contr lØe est de 3
5 %,
l’enrichissement
, rØalisØ en France
l’usine
Georges Besse d’Eurodif, consiste
effectuer la sØparation isotopique en
vue d’obtenir un combustible « enrichi » en uranium 235 au niveau dØsirØ.
De la fabrication du combustible à son irradiation
L’uranium ainsi enrichi est ensuite transformØ en poudre de dioxyde
d’uranium sous forme de pastilles, elles-mOEmes insØrØes dans des crayons
constituant des assemblages : dans un rØacteur de 900 MW, on charge
l’oxyde d’uranium sous forme de 272 pastilles pour chacun des 264 crayons
constituant chacun des 177 assemblages. Ces assemblages sont ensuite
introduits dans le coeur du rØacteur, oø ils dØlivrent de l’Ønergie par fission
des noyaux d’uranium 235. AprLs une pØriode de l’ordre de trois ans, les
assemblages de combustibles usØs sont dØchargØs pour refroidir dans la
piscine de la centrale pendant environ deux annØes avant d’OEtre transportØs
dans la piscine de la Hague, oø ils continuent
refroidir.
Le retraitement
AprLs une pØriode d’environ huit ans, les combustibles sont alors
retraitØs : aprLs cisaillage des assemblages, un traitement chimique permet
de sØparer l’uranium appauvri, le plutonium et les produits ultimes de
fission, qui seront vitrifiØs. L’uranium dit de retraitement (URT) est ensuite
susceptible d’OEtre enrichi pour participer
nouveau au cycle, tandis que le
plutonium est utilisØ pour fabriquer des assemblages de type Mox (mØlange
d oxydes d’uranium appauvri et de plutonium) : l’introduction de tels
assemblages dans un des 20 rØacteurs prØvus et autorisØs a donc lieu au
mieux 15 ans aprLs la premiLre introduction.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
57
SchØma du cycle du combustible utilisØ dans les centrales
nuclØaires
58
C
OUR DES COMPTES
Dans le domaine de la production ØlectronuclØaire, deux solutions
coexistent en ce qui concerne la destination
donner aux combustibles
nuclØaires irradiØs ou usØs. Une premiLre solution est de considØrer ces
combustibles comme des dØchets ; une deuxiLme solution, illustrØe par
l’encadrØ et le schØma des deux pages prØcØdentes, consiste
retraiter les
combustibles usØs en vue de sØparer et de conserver tout ce qui est
rØutilisable,
savoir l’uranium et le plutonium. Dans le premier cas, on
utilise l’expression de « cycle ouvert », signifiant par l
que le
combustible usØ n est pas rØutilisØ et qu il sort en quelque sorte du cycle :
c est le choix, jusqu
prØsent, des Etats-Unis, oø les combustibles usØs
sont considØrØs comme des dØchets hautement radioactifs, destinØs
OEtre
stockØs, si les projets actuels se rØalisent, dans le futur site de Yucca
Mountain dans l Etat du Nevada. Dans le deuxiLme cas, l’expression de «
cycle fermØ » signifie que 97% des matiLres « restent dans le cycle » et
sont donc rØutilisØs aprLs retraitement, ce qui Øconomise les ressources
miniLres tout en diminuant la quantitØ de dØchets ultimes
gØrer.
Actuellement, les deux principales usines de retraitement au
monde sont au Royaume-Uni, l’usine BNFL de Sellafield, et, en France,
l’usine Cogema de La Hague. Trois autres usines existent au Japon, en
Inde et en Russie. Deux usines sont en cours de rØalisation en Inde et au
Japon. La part mondiale des combustibles, qui font l’objet d’un
retraitement, est infØrieure
40 % des combustibles dØchargØs ; en
France, elle est de l’ordre de 75 %. Les
tats-Unis, la SuLde et la Finlande
ont optØ pour le stockage direct des combustibles usØs, mais d’autres pays
ont des stratØgies mixtes.
La doctrine officielle fran aise du «
tout retraitement »,
selon
laquelle tout le combustible irradiØ dans les centrales actuelles est destinØ
OEtre rØutilisØ dans le parc nuclØaire, avait,
l origine, plusieurs
justifications, parmi lesquelles :
l approvisionnement
en
plutonium
d une
filiLre
de
rØacteurs
neutrons rapides
20
;
un souci d Øconomie et d indØpendance ØnergØtique
conduisant
ne pas envoyer les combustibles irradiØs en
20
) A l origine, les rØacteurs
neutrons rapides, tels que PhØnix et SuperphØnix,
avaient ØtØ con us pour fonctionner en mode surgØnØrateur, c’est- -dire pour fabriquer
plus de plutonium qu ils n en consomment. Compte tenu des stocks de plutonium, il
avait ØtØ demandØ au CEA, dLs la fin des annØes 80, d Øtudier la possibilitØ de
consommer du plutonium dans les rØacteurs
neutrons rapides fonctionnant en mode
sous-gØnØrateur.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
59
stockage dØfinitif, alors que 97 % de ce combustible est
encore exploitable et qu on pouvait craindre une pØnurie
future d uranium ;
la diminution de volume des dØchets ultimes
La trLs vive controverse relative au retraitement du combustible
usØ est,
la fois, Øcologique, Øconomique et politique : les partisans du
retraitement estiment que, pour un coût total trLs voisin, le retraitement
permet d’Øconomiser des ressources et de rØduire la dangerositØ des
dØchets ultimes ;
l inverse, les partisans du stockage direct des
combustibles usØs estiment notamment que l’avantage Øconomique n’est
pas dØmontrØ, qu’il est trLs dangereux d’isoler le plutonium, qui n’existe
pas
l’Øtat naturel, et que la production de plutonium doit OEtre proscrite
pour Øviter tout risque de dissØmination.
La Cour estime qu’il est particuliLrement difficile de dØmontrer la
supØrioritØ d’une solution sur l’autre en termes de rentabilitØ Øconomique
et que les critLres du choix relLvent, en dØfinitive, de dØcisions politiques,
qu il n est pas dans son r le d apprØcier. En revanche, il lui revient
d’analyser les consØquences des choix retenus en termes de gestion des
dØchets radioactifs.
2
Le cycle du combustible nuclØaire en France est-il rØellement
un cycle « fermØ » ?
La notion de cycle fermØ suppose la rØutilisation de la quasi-
totalitØ du combustible irradiØ, qu’il s’agisse du combustible usØ
l’oxyde
d’uranium aprLs une premiLre utilisation, ou du combustible usØ Mox au
terme d’un deuxiLme cycle. Or, une telle prØsentation est beaucoup trop
simplificatrice.
En premier lieu, la dØcision prise en 1996 d abandonner
l exploitation de SuperphØnix et la filiLre des surgØnØrateurs a
Øvidemment enlevØ une des justifications au choix du retraitement, en
supprimant une des utilisations possibles du plutonium sØparØ.
En deuxiLme lieu, dans la mise en oeuvre de sa stratØgie, EDF a
ØtØ conduite
inflØchir sa politique de retraitement pour tenir compte de
la limitation
20 (sur les 28 possibles et initialement envisagØs) du
nombre de rØacteurs de 900 MW autorisØs
utiliser le combustible Mox :
sur 1 150 t de combustibles irradiØs par an, seuls 850 t font l objet d un
retraitement en vue de produire 100 t de combustible Mox., au lieu des
125 t espØrØes par la Cogema.
60
C
OUR DES COMPTES
Cette limitation des quantitØs actuellement retraitØes se combine
avec
deux
autres
constatations :
l absence
de
retraitement
des
combustibles Mox usØs et la faible utilisation de l uranium rØcupØrØ
l issue du retraitement du combustible usØ, dØnommØ uranium de
retraitement (URT).
Plusieurs raisons techniques font qu’au del
d’un premier
recyclage, la valorisation du plutonium prØsent dans le combustible Mox
usØ devient plus difficile dans les rØacteurs
eau pressurisØe (REP). Au
cours de l’irradiation en rØacteur, apparaissent, en plus du plutonium 239,
des isotopes de masse plus ØlevØe, qui ne sont pas sØparables du
plutonium 239 et rendent ensuite la fission plus difficile. Aussi, les
spØcialistes admettent aujourd’hui qu’il est prØfØrable de se limiter
un
seul retraitement. EDF a clairement dit que le recyclage de combustibles
Mox irradiØs dans les REP n’entrait pas dans sa stratØgie actuelle et qu’en
consØquence, le retraitement du Mox n interviendrait qu’aprLs celui de
l’UOX. DLs lors, bien qu’EDF se soit toujours refusØe
assimiler le Mox
usØ
un dØchet, la question du stockage Øventuel de ce combustible se
trouve implicitement posØe.
C est un sujet sensible car le combustible irradiØ
base de Mox
exige un temps de refroidissement plus long que le combustible classique.
Son niveau de radioactivitØ exige environ 60/70 ans
contre 50/60 ans
pour le combustible classique
avant d OEtre envoyØ dans un centre de
stockage
un coût raisonnable. Il faudrait Øgalement prendre en compte
le fait qu’
mOEme quantitØ d’Ønergie produite, le retraitement du Mox
entra nerait, par rapport au retraitement initial et
technique constante,
une augmentation de l’ordre de 25
50 % du volume des dØchets
envoyer en stockage dØfinitif.
L URT, quant
lui, doit, pour pouvoir OEtre utilisØ, repasser toutes
les Øtapes du cycle depuis la conversion, qui coûte trois fois plus cher que
celle de l’uranium naturel,
l’enrichissement, qui ne peut OEtre rØalisØ avec
le procØdØ de la diffusion gazeuse de l usine Eurodif, ce qui poserait des
problLmes de contamination de l’ensemble de l’installation. Le faible
intØrOEt Øconomique de l’URT, dû
la dØpression du marchØ de l uranium,
fait qu’il n a ØtØ jusqu
prØsent utilisØ qu en petite quantitØ, dans deux
rØacteurs de la centrale de Cruas, aprLs enrichissement selon le procØdØ
de l ultracentrifugation dØveloppØ par l entreprise anglo-germano-
hollandaise Urenco. Comme rappelØ plus haut, le stock d’URT issu du
retraitement des combustibles de la filiLre REP est cependant considØrØ
comme une matiLre premiLre, qui est
conservØe en rØserve, aprLs
transformation par oxydation, dans une installation de la Cogema
Pierrelatte.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
61
En dØfinitive, sur les 1 150 t de combustibles irradiØs, qui sont
dØchargØes chaque annØe des rØacteurs d’EDF, il faut distinguer :
- 1 050 t de combustible
l oxyde d uranium (UOX), contenant
96 % d URT et 1% de plutonium,
- 100 t de combustible Mox contenant 4
5 % de plutonium
rØsiduels.
AprLs 2
3 ans de sØjour dans les piscines des rØacteurs, ces
combustibles sont transportØs dans les piscines de La Hague, oø ils sont
destinØs
y OEtre retraitØs aprLs plusieurs autres annØes de refroidissement.
Or, les besoins d’EDF ne portent actuellement sur le retraitement que de
850 t de combustibles
l’oxyde d’uranium par an, permettant de sØparer
environ 816 t d’uranium, 8,5 t de plutonium et les dØchets ultimes.
Comme la fabrication de combustibles Mox,
hauteur de 100 t par an,
n’inclut que 6
7 t de plutonium, l’intØgralitØ du plutonium sØparØ n’est
pas utilisØ. Enfin, il n’est actuellement pas envisagØ de procØder
un
retraitement des combustibles Mox usØs.
Actuellement, on constate donc chaque annØe plusieurs Øcarts par
rapport
un cycle fermØ idØal, oø tous les ØlØments se trouveraient
rØutilisØs :
- sur les 1 150 t de combustibles usØs annuellement, 100 t de Mox
usØ ne sont actuellement pas retraitØes et 200 t d’UOX usØ
restent en attente dans les piscines de La Hague ;
- sur 8,5 t de plutonium produites par le retraitement, une tonne et
demi appara t en excLs, du moins tant qu EDF n aura pas
rØalisØ son objectif d adØquation des flux de retraitement et de
recyclage, dØnommØ « gestion dite paritØ Mox » ;
- sur environ 815 t d’URT produites par le retraitement, la plus
grande partie, soit environ 650 t, doit OEtre stockØe aprLs
transformation sous la forme stable d un oxyde solide en
attendant une utilisation future.
Selon EDF, ces dØsØquilibres devraient OEtre rØduits dans un avenir
proche. La stratØgie poursuivie est, en effet, d’augmenter le taux de
combustion des combustibles UOX, ainsi que celles des combustibles
Mox. Un telle augmentation menØe en plusieurs Øtapes permettrait,
production Ølectrique Øquivalente, de diminuer le besoin de combustibles,
d oø une quantitØ moindre de combustibles dØchargØs chaque annØe :
partir de 2015, EDF espLre ainsi atteindre l’Øquilibre des flux entre
combustible irradiØ et combustible retraitØ, le stock de combustibles en
attente de retraitement, qui serait alors de 12 000 t, devant rØgresser par la
suite. ParallLlement, l’augmentation du taux de combustion aurait pour
62
C
OUR DES COMPTES
effet de diminuer la quantitØ de plutonium rØsiduel par TWh produit, tout
en nØcessitant une teneur en plutonium plus importante pour la
fabrication du Mox. MOEme si ce scØnario devait aboutir, il laisserait entier
la question du Mox usØ, qu il n est pas question de retraiter
ce stade,
tout en restant interrogatif sur un reliquat de combustible, susceptible de
n’OEtre jamais retraitØ.
C est pourquoi ce scØnario doit OEtre complØtØ par un deuxiLme
scØnario de poursuite de l option nuclØaire au-del
des rØacteurs de
gØnØration III (EPR) avec les rØacteurs de gØnØration IV, rØacteurs
neutrons rapides consommateurs de plutonium
l horizon 2040 : un
rØacteur de ce type serait susceptible de consommer lors de son
dØmarrage environ 14 t de plutonium ; un parc de rØacteurs
neutrons
rapide d une puissance installØe de 30 GW, soit la moitiØ de la puissance
nuclØaire actuelle, pourrait, quant
lui, absorber la quantitØ de plutonium
contenue dans l ensemble des combustibles usØs entreposØs vers 2040,
soit environ 400 t.
La gestion dite « ParitØ MOX » (Source : EDF)
La gestion MOX est utilisØe aujourd’hui dans 20 rØacteurs du parc
900 MW CPY autorisØs; avec un coeur et des recharges composØs pour
environ 1/3 d’assemblages MOX et 2/3 d’assemblages UO2 enrichis
3,7 %. Les assemblages MOX ont une teneur en plutonium de l’ordre de
7 % et produisent de l’Ønergie pendant 3 cycles consØcutifs en rØacteur
(soit 38 GWj/t en moyenne), alors que les assemblages
l’uranium
produisent leur Ønergie pendant quatre cycles (en moyenne 45 GWj/t).
La gestion ParitØ MOX envisagØe par EDF se caractØrise par une
teneur accrue en plutonium (8,65 %) qui permettra d’utiliser les
assemblages MOX pendant quatre cycles et d’atteindre un taux de
combustion Øquivalent
celui des assemblages
l’uranium (moyen
48 GWj/t, maximum 52 GWj/t).
La mise en oeuvre de cette gestion a ainsi un double objectif :
- elle permet une paritØ ØnergØtique des assemblages MOX et UO2,
et conforte l’Øconomie du recyclage du plutonium: globalement pour
100 t/an de combustible MOX, il en rØsulte une Øconomie Øquivalente
une recharge annuelle de combustible
l’uranium d’une tranche 900MW.
- l’accroissement de la teneur en plutonium permet de recycler une
quantitØ accrue de plutonium: pour un volume de retraitement de 850 t/an
(d’oø 1% de plutonium sØparØ) et pour 100 t/an de combustible MOX, ceci
permet de recycler environ 8,5 t/an de plutonium, correspondant au flux
annuel de plutonium sØparØ.
Le dossier de sûretØ de cette gestion ParitØ MOX, qui devrait OEtre
dØployØe
partir de 2007, est en cours d’instruction avec l ASN.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
63
Pour pouvoir mener
bien de tels projets, EDF et la Cogema
indiquent donc qu il convient de prØserver le stock de plutonium contenu
dans le combustible Mox usØ pour permettre son utilisation Øventuelle.
De mOEme, il convient de conserver l URT, rØserve potentielle d uranium,
utilisable techniquement avec l enrichissement par ultracentrifugation et
Øconomiquement en cas de retournement du marchØ de l uranium.
21
En conclusion, la question du statut des combustibles usØs est une
question beaucoup plus complexe que ne pourrait le faire croire une
prØsentation schØmatique du cycle dit fermØ. Il faut prendre en compte la
variable « temps » et il n y a vØritablement un cycle fermØ des
combustibles qu
l Øchelon de plusieurs dizaines d annØes, sous rØserve
de l aboutissement des programme de recherche et de l approbation par le
Gouvernement et le Parlement des programmes futurs tant en matiLre de
production ØlectronuclØaire que de dØchets.
3
La nØcessaire reformulation de la stratØgie de retraitement-
recyclage
La notion de cycle fermØ n est pas d une Øvidence absolue et c est
la raison pour laquelle, dans le cadre de la loi Bataille et en accord avec
les parties intØressØes, l’Andra Øtudie les techniques permettant le
stockage direct de tout ou partie des combustibles usØs au meilleur coût.
C est un problLme sensible, car l entreposage de longue durØe et, le cas
ØchØant, le stockage direct des combustibles usØs sont des options
structurantes pour l architecture des centres d entreposage et de stockage.
Les Øtudes ainsi menØes, au vu et au su de tous les acteurs de la filiLre
ØlectronuclØaire, ont pour but de rØpondre aux diffØrentes hypothLses
envisageables allant du stockage du combustible Mox usØ
l arrOEt du
retraitement avec stockage intØgral de tout le combustible usØ.
a)
La position de la Commission nationale d'évaluation
La Commission nationale d’Øvaluation (CNE), chargØe de suivre
les recherches sur la gestion des dØchets radioactifs, s’est, la premiLre, en
1998, inquiØtØe du fait que dans les Øvaluations qui lui avaient ØtØ
fournies, ne figurait aucune indication «
sur les combustibles Mox ou
UOX non retraités d'EDF, les combustibles divers et échantillons de
combustibles du CEA ou encore ceux de la propulsion navale
. » La CNE
21
) Le retournement du marchØ de l uranium est peut-OEtre en train de se produire,
puisque, aprLs avoir atteint 45 $/lb dans les annØes 1970 et avoir chutØ
10 $/lb dans
les annØes 2002, le cours actuel a repassØ la barre des 20 $.
64
C
OUR DES COMPTES
demandait Øgalement que lui soit prØsentØe une stratØgie complLte de
gestion du plutonium.
A la suite de cette remarque, le Gouvernement a confiØ au
prØsident de l Andra, une mission pour «
fiabiliser l'inventaire des
déchets
. », qui a conclu
la nØcessitØ de donner des informations sur les
combustibles usØs dans l’inventaire futur des dØchets. C’est pourquoi,
depuis 2000, le rapport de l observatoire national de l’Agence recense
dans un tableau liminaire les « matiLres nuclØaires n ayant pas le statut de
dØchet et, de ce fait, exclues du prØsent rapport » Ce tableau donne des
indications sur les stocks prØsents, les flux annuels et les lieux
d entreposage des combustibles usØs d EDF, des combustibles spØciaux,
de l uranium appauvri, de l uranium de retraitement, de l uranium
enrichi, du plutonium civil sØparØ du combustible usØ, du plutonium civil
contenu dans les combustibles usØs en attente de retraitement et de
diverses matiLres radioactives.
b)
La position de l’Office
parlementaire d’évaluation des choix
scientifiques et technologiques
Ce sujet a Øgalement ØtØ ØvoquØ, en 2001, par le rapport sur les
possibilitØs d’entreposage
long terme des combustibles nuclØaires
irradiØs ØlaborØ pour l’Office et dØposØ le 30 mai 2001, qui prØcise que «
tout en affirmant que le retraitement différé doit rester l'objectif normal,
il faut cependant dès maintenant également envisager l'hypothèse où cette
option devrait être abandonnée. Il serait alors nécessaire, pour dégager
les installations d'entreposage, d'avoir recours au stockage définitif, qui
selon toute vraisemblance, se ferait en couches géologiques profondes
. »
c)
La position des acteurs de la production électronucléaire
Dans son enquOEte, la Cour a re u des rØponses diverses.
EDF a fourni des explications complLtes sur sa propre stratØgie
sans pour autant se prononcer sur la nØcessitØ d’une reformulation vers le
public de la stratØgie de retraitement.
La Cogema a indiquØ qu il est envisageable de « reprØciser ce que,
en termes journalistiques, on appellera stratØgie nationale en matiLre
d’aval du cycle », mais « on ne voit pas ce qui pousserait
reformuler une
stratØgie qui est celle qui s’impose
toute activitØ industrielle : minimiser
le volume et la toxicitØ des dØchets ultimes, recycler le maximum de ce
qui peut OEtre utilement rØcupØrØ. Les installations de fin de cycle exploitØ
par la Cogema ont ØtØ dØveloppØes et sont utilisØes
cette fin ».
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
65
Le caractLre abrupt de cette position est, en quelque sorte, repris
par le CEA, pour lequel la seule stratØgie d’avenir possible dans la
perspective d’un nuclØaire durable est portØe par les systLmes
neutrons
rapides de quatriLme gØnØration. Dans ce cadre, le rendez-vous fixØ en
2006 par la loi du 30 dØcembre 1991 n’aurait pour but que d’examiner les
rØsultats de la recherche pour aboutir
des dØcisions quant
la stratØgie
de gestion
long terme des dØchets radioactifs HAVL, tels que les
dØchets vitrifiØs, et non pas la stratØgie de gestion des combustibles usØs,
que cette loi n’a jamais eu pour but de remettre en cause.
La DGEMP admet, en revanche, que le systLme est complexe et
exige la transparence pour toute une sØrie de raisons : Øvolution des
diffØrents paramLtres, incertitudes sur le dØmarrage d’un parc de rØacteurs
neutrons rapides, nØcessitØ d’une information sur la politique de
retraitement recyclage, une obligation d information
cet Øgard Øtant
susceptible d’OEtre inscrite dans la future loi.
Tous les pays qui possLdent une industrie nuclØaire se prØoccupent
aujourd hui du problLme du stockage du combustible irradiØ. Ceux qui
ont fait le choix du retraitement se prØparent
gØrer une solution mixte,
avec stockage direct d une partie du combustible usØ (Allemagne, Suisse,
bient t la Belgique). Les autres pays (Etats-Unis, Finlande, Canada ou
SuLde) avaient d emblØe dØfini un cycle dit ouvert et intØgrØ ces matiLres
dans leurs projets de stockage.
La Cour estime qu il est nØcessaire,
l approche du dØbat de 2006,
de sortir de l’ambigu tØ actuelle et que le Gouvernement fasse clairement
savoir quelle devra OEtre la politique de la France en matiLre d’aval du
cycle du combustible nuclØaire pour les prochaines dØcennies. C est une
des conditions pour un dØbat serein en vue d une gestion efficiente des
stockages de dØchets. En toute hypothLse, il est maintenant nØcessaire de
savoir si le stockage profond doit OEtre con u en vue d abriter ou non des
combustibles usØs, l enjeu global pour l Øconomie du stockage portant sur
plusieurs milliards d euros en cas de stockage de combustible Mox usØ et
bien davantage dans l hypothLse de stockage de combustible UOX
22
.
4
Les autres combustibles usØs
Il est nØcessaire d envisager des solutions de long terme pour les
combustibles qui ne sont pas issus des rØacteurs d EDF et ne sont donc
22
) L enjeu financier global rØsulte d une comparaison entre, d une part, le coût du
stockage profond direct des combustibles usØs et, d autre part, le coût du retraitement
et de l Øvacuation des dØchets issus du retraitement, puisqu en cas de stockage direct
il n y aurait pas de retraitement.
66
C
OUR DES COMPTES
pas intØgrØs aux diffØrents scØnarios de retraitement. Il s agit en
particulier des combustibles des rØacteurs de recherche du CEA pour
lesquels les procØdØs de retraitement industriel de l’usine de La Hague
sont inadaptØs.
De mOEme, les combustibles provenant de la propulsion navale,
sous-marins et porte-avions, entreposØs principalement
Cadarache,
nØcessiteraient de telles modifications des installations de La Hague pour
OEtre retraitØs, qu’il est pour le moment prØfØrable de les laisser en attente.
L installation
d entreposage
CASCAD
de
Cadarache
contient
officiellement des combustibles en attente de retraitement mais certains
envisagent dØj
une durØe d exploitation bien supØrieure aux 50 ans
d exploitation initialement prØvus pour cette installation. Il est probable
qu une fois refroidis, ces combustibles usØs devront OEtre traitØs comme
des dØchets HAVL.
Selon le CEA, tous ces combustibles usØs sont destinØs
OEtre
retraitØs,
de trLs rares exceptions prLs.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
67
Chapitre III
Les rLgles applicables au dØmantLlement et
la gestion des dØchets
68
C
OUR DES COMPTES
Dans le domaine nuclØaire, les questions de dØmantLlement des
installations arrOEtØes se posent avec plus d’acuitØ que dans les autres
secteurs, compte tenu des mesures qui doivent OEtre prises en matiLre de
protection de l’environnement et des personnes. C’est aussi un domaine oø
la prise de conscience du risque est sans doute plus forte que dans d’autres
industries.
Le dØmantLlement des INB arrOEtØes a pour but de supprimer tout
risque nuclØaire liØ
l’installation arrOEtØe. On aurait pu imaginer de
conserver un rØacteur arrOEtØ en l’Øtat une fois vidØ de ses combustibles et
fluides, mais aucune installation dangereuse par nature ne peut OEtre
maintenue sans risque : le dØmantLlement est la seule mØthode permettant
de mettre fin aux frais de maintenance et de surveillance, tout en
remettant les lieux dans un Øtat le plus proche possible de l’Øtat initial.
Le dØmantLlement est lui-mOEme gØnØrateur de dØchets radioactifs,
qui devront OEtre gØrØs suivant les mOEmes rLgles applicables aux dØchets
radioactifs dØj
produits par l’activitØ courante des INB. En mettant en
oeuvre une solution de stockage ultime pour les dØchets radioactifs, on
cherche
Øradiquer le mieux possible les risques affØrents
l’existence de
ces dØchets pendant une pØriode variant de quelques mois
quelques
milliers d’annØes.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
69
Risque nuclØaire, dØmantLlement et dØchets radioactifs
Le risque nuclØaire rØsulte de tous les dysfonctionnements
susceptibles de mettre des matiLres radioactives au contact direct ou indirect
d’OEtres humains.
Dans le domaine du nuclØaire civil, les risques les plus importants
concernent Øvidemment les INB en fonctionnement, principalement les
installations dotØes d’un rØacteur, compte tenu du risque de criticitØ, c’est- -
dire celui du dØclenchement d’une rØaction de fission non contr lØe, du
risque tenant
l’arrOEt du refroidissement, lui-mOEme de nature
entra ner une
fusion du c ur du rØacteur.
l’arrOEt de la centrale, dLs que le combustible a ØtØ retirØ, les risques
d’accidents prØcitØs n’existent plus. Dans la phase de dØmantLlement, les
risques
ma triser sont
la fois ceux de la radioactivitØ re ue par les
personnels chargØs de la dØconstruction et ceux d’une pollution rØsultant de
la dispersion accidentelle des matiLres radioactives.
En ce qui concerne les dØchets radioactifs issus du dØmantLlement de
l’activitØ de production, les risques sont Øgalement ceux d’une pollution
accidentelle rØsultant de la dispersion de matiLres radioactives, soit au cours
du transport, soit lors de l’entreposage, soit sur les lieux de stockage
dØfinitif. Sur ce dernier point, c’est Øvidemment la trLs longue durØe de vie
radioactive des dØchets HAVL qui crØe l’incertitude, car il est aujourd’hui
difficile d’affirmer que l’efficacitØ d’un stockage profond est assurØe de
fa on dØfinitive pour des milliers d’annØes.
Source : en partie, d'après CSSIN
70
C
OUR DES COMPTES
I - Les rLgles applicables au dØmantLlement des
installations nuclØaires de base
Le but visØ par un dØmantLlement est de remettre les lieux, oø se
situe l’installation, si ce n’est dans l’Øtat oø ils se trouvaient auparavant, du
moins dans une situation identique sur le plan de la radioactivitØ. Selon
les pays, tout va dØpendre de la dØfinition donnØe au dØmantLlement,
c’est- -dire du but final qui est assignØ et des rLgles imposØes
l’exploitant pour atteindre ce but.
A
Un problLme de dØfinition
1
Les niveaux de l’AEIA
Sous le terme gØnØrique de dØmantLlement, sont rØunies une
succession d’opØrations allant de la mise
l’arrOEt de l’installation nuclØaire
son dØclassement en passant par la dØmolition de tout ou partie des
b timents et installations qui la composent.
Selon une typologie dØfinie par l AIEA, le dØmantLlement
comporte trois phases : le niveau 1 correspond
une fermeture sous
surveillance ; le niveau 2 correspond
une libØration partielle, puisque ne
subsiste que le b timent rØacteur ; le niveau 3 correspond
celui d’une
libØration inconditionnelle aprLs la suppression du b timent rØacteur.
Les dØfinitions des niveaux de l AIEA ont ØtØ Øtablies dans les
annØes 1980. Aujourd’hui, tous s’accordent gØnØralement pour dire que la
notion de libØration totale et inconditionnelle (le "retour
l’herbe") est
inappropriØe, puisqu il est dØsormais acquis que la trace de l utilisation
passØe du site doit OEtre conservØe pour Øviter des rØutilisations f cheuses
soit en terme de risque sanitaire soit en terme d inquiØtude du public. Un
site nuclØaire pourra OEtre rØutilisØ, mais pour un usage industriel.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
71
Par ailleurs, les trois niveaux ont ØtØ con us pour des installations
nuclØaires dotØes de rØacteurs (telles que les centrales nuclØaires d’EDF
ou les rØacteurs de recherche du CEA), et le niveau 3 correspond
l’assainissement et au dØmantLlement du b timent rØacteur :
Les niveaux de dØmantLlement de l AEIA
Niveau de l INB
Situation correspondante de l INB
Exploitation
Toutes les installations fonctionnent
Niveau 1
Fermeture sous surveillance
Le rØacteur et les installations sont
mis
l arrOEt : les combustibles et
fluides sont retirØs
Niveau 2
LibØration partielle
Les installations, autres que le
rØacteur et ses installations
attenantes, sont assainies et dØmolies
Niveau 3
LibØration inconditionnelle
Toutes les installations sont
supprimØes
Autrement dit, tant que le niveau 3 n’est pas atteint, le b timent le
plus difficile
dØmanteler, c’est- -dire possØdant les Øquipements les plus
radioactifs, reste en place. Cette spØcificitØ du niveau 3 ne se retrouve pas
pour d’autres installations nuclØaires, sans rØacteur, telles que les usines
de retraitement, d’oø les hØsitations pour dØfinir dans ces cas le niveau
que l’on se fixe : ainsi, dans ses comptes publiØs, EDF annonce un niveau
3 de dØmantLlement pour des INB toutes dotØes de rØacteurs, tandis
qu’Areva indique un niveau 2 pour des INB qui n en comportent pas,
alors que le CEA revendique un niveau 3 "hors gØnie civil" pour des INB
des deux types. Dans ces deux derniers cas, aucun des b timents n est
thØoriquement dØmoli, la diffØrence entre niveau 2 et niveau 3 hors gØnie
civil tenant au niveau de dØcontamination intØrieure des murs, sols et
plafonds des installations. Dans le dernier cas, les b timents seraient prOEts
OEtre dØmolis.
Une telle situation n’est pas d’une grande clartØ pour le public.
72
C
OUR DES COMPTES
2
La terminologie utilisØe en France
Selon les acceptions actuellement retenues par l’ASN, le
dØmantLlement se dØfinit par les opØrations effectuØes en vue d atteindre
un Øtat final permettant le dØclassement : la phase de dØmantLlement
succLde
une phase d exploitation de l INB et se termine par son
dØclassement
Dans ce cadre, on distingue :
la mise
l arrOEt dØfinitif
, constituØe par des opØrations
techniques, subordonnØes
une autorisation par dØcret,
destinØes
simplifier l installation et
rendre irrØversible
son
arrOEt
par
l enlLvement
des
parties
facilement
dØmontables ;
l’assainissement
, constituØ par les opØrations de rØduction et
d Ølimination de la radioactivitØ restante ou de toute autre
substance dangereuse restante ;
le dØclassement
, dØfini comme l’ensemble des opØrations
administratives et rØglementaires destinØes
changer le
statut administratif de l installation concernØe.
EDF a, par ailleurs, dØfini une terminologie qui lui est propre pour
dØcrire le processus de dØmantLlement mis en
uvre. Les niveaux
correspondent en fait
des Øtapes techniques Øgalement au nombre de
trois :
la dØconstruction, qui consiste en un dØmantLlement
ØlectromØcanique,
en
utilisant
essentiellement
des
techniques de dØcoupe ;
l’assainissement du gØnie civil, par grattage en fonction de
l agression avec raboteuse
bØton automatisØe ;
la dØmolition, proprement dite.
Le choix du terme de dØconstruction, utilisØ Øgalement dans les
comptes d’EDF oø le terme de provision pour dØconstruction a remplacØ
celui
de
provision
pour
dØmantLlement,
relLve
d un
enjeu
de
communication externe. Le dØmantLlement Øtant associØ
une image
nØgative, la dØconstruction a semblØ un terme plus porteur, dØcrivant un
processus organisØ comparable
la construction.
Les niveaux de l’AIEA ne semblent plus adaptØs aux rØalitØs
industrielles, et c’est la raison pour laquelle l’ASN n’y fait plus
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
73
rØfØrence
23
. Un vocabulaire homogLne et univoque commun au niveau
national et europØen, voire mondial, donnerait une lisibilitØ accrue
des
documents, dont l impact politique sur l opinion publique
peut OEtre
considØrable. Par ailleurs, l’ASN dØplore l’adoption par EDF d’une
terminologie plus orientØe sur la communication au dØtriment d’une
terminologie plus technique, mOEme si la commission de terminologie
spØcialisØe a pris officiellement parti en ce sens.
B
Les principales rLgles actuellement en vigueur
Comme l a rappelØ rØcemment l ASN
24
, le rØgime juridique des
INB est dØfini par le dØcret du 11 dØcembre 1963, qui n a pas ØtØ modifiØ
et qui a ØtØ complØtØ par une circulaire qu en 1990 pour prendre en
compte la mise
l arrOEt dØfinitif et le dØmantLlement de ces installations.
Depuis lors, pour amØliorer la procØdure et Øviter la multiplication
des situations intermØdiaires, une nouvelle note circulaire de l’ASN du
3 fØvrier 2003 s applique
l ensemble des dØmantLlements entamØs au
1er janvier 2003. Dans ce nouveau cadre, l exploitant en charge du
dØmantLlement
dØposera
une
demande
pour
que
l ensemble
de
l opØration, avec une description prØcise des moyens envisagØs en terme
de sûretØ et de radioprotection, soit pris en compte afin qu’un seul dØcret
puisse autoriser
la fois la mise
arrOEt dØfinitif et l’ensemble des
opØrations de la phase de dØmantLlement.
Cette modification rØpond au triple objectif de :
favoriser les dØmantLlements complets ;
privilØgier
une
prØsentation
initiale
complLte
du
dØmantLlement par l exploitant qui couvre l ensemble du
dØmantLlement ;
prØciser la notion de dØclassement de l INB.
Le dØclassement d une INB correspond
l ensemble des
opØrations administratives et rØglementaires destinØes
changer le statut
administratif de l installation. Le dØclassement ne peut intervenir
qu aprLs rØalisation des travaux de dØmantLlement et justification de
l atteinte de l Øtat final visØ ou des Øcarts Øventuels.
23
) L’AIEA travaille actuellement
remplacer son document de rØfØrence sur les
niveaux de dØmantLlement.
24
) Revue Contr le n
152 de mai 2003.
74
C
OUR DES COMPTES
A l issue du dØmantLlement, deux types de situation peuvent, en
effet, OEtre constatØs :
s’il ne subsiste que des zones de dØchets conventionnels, le
dØclassement de l installation et la radiation de la liste des
INB peuvent OEtre demandØ ;
s’il subsiste des zones de dØchets nuclØaires dans
l enceinte de l INB et en fonction du niveau de
radioactivitØ rØsiduel, un dØclassement partiel peut OEtre
envisagØ, l INB Øtant rØduite aux zones de dØchets
nuclØaires
;
d’autres
solutions
peuvent
aussi
OEtre
envisagØes comportant l Øtablissement d’une servitude au
profit de l’ tat.
En rØalitØ, le processus de dØmantLlement mis en oeuvre dØpend
largement de l’Øtat final visØ par l’exploitant. C’est pourquoi le dØcret
d’autorisation sera prØcØdØ d’une enquOEte publique seulement dans les cas
oø la demande d’autorisation est associØe
une demande de crØation
d’une nouvelle INB, ou si le risque constituØ par l’installation en phase de
dØmantLlement est nettement supØrieur au risque en phase d’exploitation.
Si une enquOEte publique n’est pas effectuØe, une information minimale
doit OEtre assurØe par la publication de l’Øtude d’impact.
II - Les rLgles applicables
la gestion des dØchets
Comme toute activitØ industrielle, les activitØs nuclØaires gØnLrent
des dØchets qui obØissent au droit commun de la gestion des dØchets. Leur
caractLre radioactif, potentiellement plus dangereux, a conduit le
lØgislateur
Ødicter
leur Øgard des dispositions particuliLres. Les
dØchets radioactifs Øtrangers Øchappent
ces rLgles dans la mesure oø ils
doivent faire retour dans leur pays d’origine.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
75
A
RLgles applicables
l’ensemble des dØchets
Le cadre gØnØral de la gestion des dØchets est maintenant fixØ par
le code de l’environnement.
L’article L.541-1 du Code pose quatre principes :
la prØvention ou la rØduction de la production et de la
nocivitØ des dØchets en agissant sur la fabrication et la
distribution des produits,
l organisation et la limitation des distances de transport
des dØchets,
la valorisation des dØchets par rØemploi ou recyclage,
la nØcessitØ d assurer l information du public.
L article L.541-2 pose le principe dit du « pollueur payeur » selon
lequel: « toute personne qui produit ou dØtient des dØchets ( ) est tenue
d en assurer ou d en faire assurer l Ølimination ». Cette obligation porte
sur l ensemble des opØrations nØcessaires au traitement d une catØgorie
de dØchets jusqu
l Ølimination finale. En complØment de ce principe
gØnØral, l’article L.541-6 prØvoit le droit au remboursement des diverses
collectivitØs publiques qui auraient eu
intervenir pour traiter un accident
liØ
une opØration d’Ølimination de dØchets.
Lorsque les INB produisent des dØchets non radioactifs provenant
de zones des sites oø des matiLres radioactives ne sont pas manipulØes,
ces dØchets sont traitØs selon les mOEmes rLgles et dans les mOEmes
installations que les dØchets produits par les installations classØes pour la
protection de l environnement (ICPE).
76
C
OUR DES COMPTES
B
RLgles applicables aux dØchets radioactifs
Les dØchets nuclØaires proviennent des zones des installations des
INB susceptibles d OEtre contaminØes mais aussi d organismes mettant en
uvre des substances radioactives.
1
RLgles gØnØrales
Dans les INB, un arrOEtØ du 31 dØcembre 1999 prØcise les
obligations gØnØrales auxquelles sont soumis les producteurs afin de
limiter nuisances et risques :
Ølaboration pour chaque site d une « Øtude dØchets » qui
dresse un Øtat des lieux du site
et doit OEtre approuvØe par
l ASN,
dØfinition pour chaque type de dØchet radioactif d une
filiLre adaptØe et autorisØe s appuyant sur des Øtudes
d impact,
la mise en place de systLmes de suivi afin d assurer la
tra abilitØ des dØchets.
Hors des INB, le code de la santØ publique - dans son
article R.1333-12 introduit en 2002 - prØvoit que la gestion des dØchets
radioactifs provenant de toute activitØ comportant un risque d exposition
aux rayonnements ionisants doit faire l objet d un examen et d une
approbation par les pouvoirs publics. Toutefois ces dispositions sont
encore en partie inopØrantes en l absence de textes d application.
La sØcuritØ suppose que les diffØrentes filiLres d Ølimination des
dØchets soient soumises
un contr le. Or,
ce jour, le dispositif de
contr le de ces filiLres ne s applique qu aux INB ; toutefois, un projet de
dØcret est en cours de prØparation par la direction de la prØvention de la
pollution et des risques et devrait venir combler une lacune regrettable
dans le dispositif de contr le des dØchets radioactifs.
2
Le cas particulier des dØchets HAVL
Comme indiquØ plus haut, le traitement final de certains types de
dØchets radioactifs et notamment les plus radioactifs, les dØchets HAVL,
demeure encore incertain, le lØgislateur ayant prØvu en 1991 un dØlai de
15 ans, dØlai nØcessaire au dØroulement des recherches permettant, en
2006, de faire un choix dØfinitif sur le mode de traitement
adopter.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
77
On pourrait s Øtonner qu un aussi long dØlai ait ØtØ prØvu par le
lØgislateur alors mOEme que ces dØchets sont les plus radioactifs et
reprØsentent plus de 90 % de la radioactivitØ globale. En rØalitØ, compte
tenu du temps indispensable de refroidissement de ces dØchets, qui est de
l ordre de plusieurs dizaines d annØes avant stockage dØfinitif, une telle
longueur n Øtait pas un handicap
la mise en
uvre de solutions adaptØes
en temps utile.
Les dispositions du droit positif concernent donc plus les moyens
mettre en
uvre en vue de cette ØchØance que la gestion des dØchets eux-
mOEmes sur laquelle pLsent encore de nombreuses incertitudes.
Aujourd hui codifiØes sous les articles L.542-1
542-14 du code
de l environnement, ces dispositions posent un certain nombre de
principes organisant le processus de recherche et de rØflexion. L article
L.542-1 dispose que : « la gestion des dØchets radioactifs
haute activitØ
et
vie longue doit OEtre assurØe dans le respect de la protection de la
nature, de l environnement et de la santØ, en prenant en considØration les
droits des gØnØrations futures ». Plus prØcis l article L.542-3 fixe le cadre
du processus devant conduire
une dØcision en 2006.
78
C
OUR DES COMPTES
Le processus de choix d une solution pour la gestion des dØchets HAVL
a)
Un rapport annuel du Gouvernement au Parlement portant
sur trois axes complØmentaires de recherche
:
Axe n 1
: la recherche de solutions permettant la sØparation et la
transmutation des ØlØments radioactifs
vie longue prØsents dans ces
dØchets,
Axe n 2
: l Øtude des possibilitØs de stockage rØversible ou
irrØversible dans les formations gØologiques profondes, notamment gr ce
la rØalisation de laboratoires souterrains,
Axe n 3
: l Øtude des procØdØs de conditionnement et d entreposage
de longue durØe en surface de ces dØchets.
Ce rapport doit faire Øtat des recherches conduites
et des rØalisations
effectuØes
l Øtranger. Il est
public et
le Parlement saisit l Office
parlementaire des choix scientifiques et technologiques.
b)
Avant le 30 dØcembre 2006 un rapport global d Øvaluation
sera adressØ par le Gouvernement au Parlement. Ce rapport sera
Øventuellement accompagnØ d un projet de loi autorisant la crØation d un
centre de stockage et fixant le rØgime des servitudes et sujØtions affØrentes
ce centre.
c)
Ces rapports sont Øtablis par une commission nationale
d Øvaluation
composØes de :
- six personnes dont au moins deux experts internationaux, dØsignØes
paritØ par l assemblØe nationale et par le sØnat sur proposition de l office
parlementaire des choix scientifiques et technologiques.
- deux personnalitØs qualifiØes dØsignØes par le Gouvernement sur
proposition du conseil supØrieur de la sûretØ et de l information nuclØaire.
- quatre experts scientifiques, dØsignØs par le Gouvernement sur
proposition de l acadØmie des sciences.
L article L.542-3 du code de l’environnement prØvoit l Øtude des
possibilitØs de stockage, rØversible ou non, dans les couches gØologiques
profondes des dØchets HAVL. Cette solution para t avoir
ce jour les
faveurs de la communautØ scientifique.
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
79
Le Code prØvoit en consØquence des dispositions permettant la
crØation de laboratoires souterrains indispensables pour l Øtude du
stockage profond.
C est sur le fondement de ces dispositions que le dØcret du 3 août
1999 a autorisØ l installation et l exploitation du premier laboratoire
Bure
la limite des dØpartements de la Haute Marne et de la Meuse.
C
Les dØchets radioactifs Øtrangers en France
1
L origine des dØchets Øtrangers
Les dØchets radioactifs Øtrangers proviennent des combustibles
retraitØs par la Cogema au profit de clients Øtrangers. C’est tout d abord
l’ancienne usine de Marcoule qu’ont ØtØ retraitØs des combustibles de la
filiLre UNGG de l’Ølectricien espagnol Hifrensa en provenance de sa
centrale de Vandellos. Des contrats de retraitement pour l’usine de La
Hague ont ØtØ passØs, par la suite, avec des clients Øtrangers d’Allemagne,
d’Australie, de Belgique, du Japon, des Pays-Bas et de Suisse.
La controverse relative au choix du retraitement des combustibles
usØs ne se limite pas au choix exercØ dans le cadre du programme
ØlectronuclØaire fran ais, mais s’Øtend Øvidemment au retraitement en
France des combustibles usØs des Ølectriciens Øtrangers, les opposants au
principe du retraitement contestant avec virulence les risques inhØrents au
transport
La Hague des combustibles usØs Øtrangers, et critiquant
notamment la durØe de l’entreposage dans les piscines de La Hague.
80
C
OUR DES COMPTES
tat des combustibles usØs Øtrangers
La Hague au 1
er
juin 2003
Allemagne
Belgique
Suisse
Pays-Bas
Australie
EDF
CU
UOX
376 tML
56 tML
17 tML
6 987 tML
AnnØes
rØception
1995-2003
1998-2003
1994-2003
1985-2003
PrØvision
traitement
2003-2006
2003-2007
2003-2007
CU
URT
1 tML
74 tML
AnnØes
rØception
1992
1991-2003
PrØvision
traitement
2005
CU Mox
52 tML
321 tML
AnnØes
rØception
1990-2003
1996-2003
PrØvision
traitement
2004-2006
CU
RTR
0,3 tML
0,2 tML
0,5 tML
AnnØes
rØception
1998-2002
2000-01
1997-2002
PrØvision
traitement
2005-2007
2005-07
428 tML
0,3 tML
56 tML
17 tML
0,2 tML
Total
501,5 tML
7 383 tML
tML : tonne de mØtal lourd, c’est- -dire de l ensemble des isotopes de l uranium et du plutonium
contenus dans le mØtal
retraiter
CU=combustibles usés
Source : d'après données Cogema
Le tableau ci-dessus, oø les combustibles provenant d EDF
figurent pour mØmoire, montre que l’entreposage des combustibles
Øtrangers avant traitement varie d’une durØe allant de cinq
neuf ans : les
combustibles des Ølectriciens Øtrangers, comme ceux d EDF, sont
entreposØs plusieurs annØes pour permettre leur refroidissement avant
retraitement, les piscines attenantes
chacune des centrales Øtant d une
capacitØ limitØe par rapport
celle de La Hague. Cette attente permet
donc de diminuer la radioactivitØ des effluents Ømis lors du traitement et
l entreposage prØalable est une des prestations assurØes par la Cogema
dans le cadre des contrats qu elle conclut en vue du retraitement.
L’article 3 de la loi du 30 dØcembre 1991, codifiØ sous
l’article L.542-2 du code de l’environnement, dispose sans ambigu tØ que
« le stockage en France de dØchets radioactifs importØs, mOEme si leur
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
81
retraitement a ØtØ effectuØ sur le territoire national, est interdit au-del
des
dØlais techniques imposØs par le retraitement. ». La loi ne s oppose donc
pas
l entreposage prØalable, mais elle exige que les dØchets issus du
retraitement fassent l objet d une rØexpØdition au pays d origine des
combustibles.
Les opØrations de retraitement, en permettant de sØparer le
plutonium et l URT, produisent deux familles de dØchets, elles-mOEmes
composØes de deux types de dØchets faisant l objet d un conditionnement
spØcifique :
Les dØchets issus du retraitement et leur conditionnement
Plutonium (1%)
Combustible irradié
URT (96%)
3%
Déchets issus du combustible irradié
Déchets liés à l’usage des installations
Produits de fission
et actinides mineurs
Coques et embouts
des assemblages
Déchets
technologiques
Boues bitumées de
traitement des
effluents
Conteneur de
déchets vitrifiés
Fûts
cimentés
Fûts en
inox
Fûts divers
Fûts de
bitume
Vitrification
possible
Ce sont les divers fûts et conteneurs de dØchets, qui doivent, selon
les termes de la loi, faire retour dans les pays d origine des combustibles.
2
Le suivi des dØchets Øtrangers
Hormis le cas ØvoquØ plus loin des dØchets espagnols
25
qui n ont
fait l objet d accords que rØcemment, les contrats de retraitement conclus
par la Cogema avec les compagnies ØtrangLres ont comportØ une clause
de retour dLs 1977, c’est- -dire antØrieurement
l adoption de la loi du
30 dØcembre 1991, qui a ØrigØ le retour en obligation.
Les contrats, conclus avant 1977, qui portaient sur 512 tML, sont
dits « sans retour de dØchets » ; pour les contrats conclus depuis 1977, le
25
) Cf. infra, page 106.
82
C
OUR DES COMPTES
suivi des dØchets s opLre par « UnitØ RØsidu » (UR), qui sont de quatre
types :
URPF pour les Produits de Fission
URSD pour les DØchets de Structure (coques et embouts)
URBE pour les Boues et Effluents
URDT pour les DØchets Technologiques
Le suivi est opØrØ pour chaque contrat, qui est « crØditØ » des
quatre types d UR
l occasion du retraitement, puis « dØbitØ »
l occasion du dØpart des dØchets. En pratique, seuls les dØchets vitrifiØs
correspondant aux produits de fission (URPF) ont commencØ
faire
retour dans leur pays d origine. La DGEMP suit cette comptabilitØ avec
le concours du groupement d’intØrOEt Øconomique Apave, qui rØalise un
audit du systLme de gestion des dØchets de la Cogema chaque annØe
depuis l’annØe 1996. Les clients de la Cogema font Øgalement rØaliser un
audit par le Bureau Veritas.
3
Les dØchets vitrifiØs
haute activitØ et vie longue (HAVL)
a)
Le retour des résidus vitrifiés
Jusqu
prØsent, les opØrations de retour n ont concernØ que les
dØchets vitrifiØs, dØchets HAVL qui contiennent l essentiel de la
radioactivitØ.
L organisation de leur retour n est pas simple et s apparente
une
course d obstacles, ce qui en rend la programmation problØmatique. Bien
des dØlais sont difficiles
ma triser, notamment ceux des Øchanges de
lettres intergouvernementales, et des interventions des autoritØs de sûretØ
ØtrangLres, qui doivent s assurer que les dØchets rapatriØs seront
effectivement entreposables dans le pays d accueil. Un transport vers le
Japon nØcessite des rØunions trilatØrales Royaume-Uni/Japon/France, du
fait que la compagnie maritime qui effectue le transport est dØtenue
la
fois par la compagnie britannique British Nuclear Fuel (BNFL), un
consortium japonais et la Cogema. Les diverses routes maritimes menant
l’Australie ou au Japon prØsentent toutes des difficultØs, qu’il s’agisse du
canal de Panama (exigences en matiLre d’assurance), des eaux chiliennes
ou de celles d’Afrique du Sud. En Allemagne, oø dix mille policiers sont
mobilisØs en moyenne pour assurer le transport des combustibles ou des
dØchets, aprLs deux retours effectuØs en 1996 et 1997, tous les transports
vers le centre d entreposage de Gorleben en Basse-Saxe avaient ØtØ
suspendus ; ce n est qu en 2001 que les transports ont pu reprendre,
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
83
l Allemagne ayant conditionnØ cette reprise
l acceptation de nouveaux
combustibles usØs
traiter
l usine de La Hague.
Selon les donnØes publiØes par la Cogema en 2003, en mOEme
temps que celles du tableau de la page 80, les prØvisions de retour des
rØsidus vitrifiØs rØcupØrØs aprLs retraitement vers le pays d origine Øtaient
de l ordre de 39 %
la fin de l annØe 2003, les expØditions Øtant achevØes
vers 2011.
Retour prØvisionnel des rØsidus vitrifiØs vers l Øtranger
(en nombre d emballages, situation au 1
er
juin 2003)
AnnØe
Japon
Allemagne
Belgique
Suisse
Pays-Bas
Total
%
retour
Cumul
%
1994/2003
37
39
6
4
0
86
39%
39%
2004
6
12
2
3
1
24
11%
50%
2005
8
12
2
2
1
25
11%
61%
2006
4
12
3
2
1
22
10%
71%
2007
12
2
1
1
16
7%
78%
2008
12
0
1
1
14
6%
85%
2009
12
1
1
14
6%
91%
2010
9
1
1
11
5%
96%
2011
9
9
4%
100%
Total
55
129
15
15
7
221
100%
Source : d’après tableaux publiés par la Cogema
Il ne s agit toutefois que de l expØdition des dØchets vitrifiØs
dØj
produits
et entreposØs dans les puits ventilØs de La Hague en attente de
leur renvoi. On ne dispose pas d un calendrier des ØchØances global
incluant les dØchets vitrifiØs attendus aprLs retraitement du combustible
entreposØ
26
. Un tel tableau serait certes en valeur approchØe, car
l importance des dØchets vitrifiØs dØpend du taux d irradiation des
combustibles usØs, mais aurait le mØrite de donner une vue globale. De
surcro t, dans la mesure oø l ensemble des dØchets est comptabilisØ sous
une unitØ de compte globale, les UR, une vue d ensemble des dØchets
Øtrangers prØsents et
venir pourrait OEtre publiØe chaque annØe et jointe
au rapport de l observatoire de l Andra.
26
) Le tableau ne tient donc pas compte des dØchets qui seront produits aprLs
retraitement des combustibles usØs entreposØs
La Hague, dont le tonnage Øtait
chiffrØ
501,5 tML au milieu de l annØe 2003 (voir supra tableau de la page 80).
84
C
OUR DES COMPTES
Les conteneurs de dØchets vitrifiØs
(Source : d’après Andra)
Lors du retraitement, les produits de fission sont incorporØs dans un
verre au borosilicate en fusion et le mØlange est coulØ dans des conteneurs
Øtanches en acier inoxydable d un volume de 150 l et contenant 400 kg de
verre solide.
Un conteneur standard correspond
1,3 t de combustible retraitØ et
se caractØrise par une production de chaleur moyenne de 2,5 kW par
conteneur au moment de sa production. Les conteneurs sont entreposØs en
puits ventilØs en attendant leur rØexpØdition vers le pays d origine ou un
centre de stockage, dans le cas d EDF. Leur transport est effectuØ dans des
emballages spØcifiques, ceux de la Cogema, dØnommØs « ch teaux »,
contenant 28 conteneurs.
b)
L’identification des déchets vitrifiés
Les conditions de l attribution physique des colis de rØsidus
revenant
chaque client ne sont pas spØcifiquement prØvues par les
contrats, ce qui pose la question leur bonne attribution.
En effet, aprLs le cisaillage des assemblages de combustibles, les
dØchets issus du retraitement sont rendus fongibles en production avec
ceux des autres assemblages, mOEme s ils appartiennent
d autres
Ølectriciens. Les dØchets sont ensuite produits sous forme de conteneurs
ou de fûts correspondant aux quatre types de rØsidus (UR) prØcØdemment
ØvoquØs.
Pour attribuer les dØchets, le systLme utilisØ par la Cogema
consiste
rØpartir les dØchets vitrifiØs par le poids d un produit de fission
dØnommØ « nØodyme », qui a la caractØristique d OEtre prØsent dans les
combustibles usØs en quantitØs proportionnelles au taux de combustion.
Un tel systLme de rØpartition permet d attribuer des dØchets, dont la
composition correspondra
celle des combustibles effectivement
retraitØs, mais il ne tient pas compte de la date effective de production des
assemblages de combustibles. Or, l
ge du combustible retraitØ dØtermine
la charge thermique des dØchets vitrifiØs produits.
Selon l Øtat actuel des connaissances, le dØlai de refroidissement
des dØchets vitrifiØs pourrait OEtre compris dans une fourchette allant de 40
70 ans selon que les verres ont pour origine des combustibles UOX ou
Mox. Une anticipation de ces dØlais est possible, mais au prix
d adaptations pour l instant coûteuses s agissant de stockage en
profondeur, ou en misant sur des « optimisations thermiques »
venir.
Dans la mesure oø les dØchets vitrifiØs des Ølectriciens Øtrangers et d EDF
CHAMP ET ENJEUX DU D MANT¨LEMENT ET DES D CHETS RADIOACTIFS
85
forment un pot commun, il importe pour EDF, dont les dØchets vitrifiØs
resteront entreposØs dans les puits ventilØs de La Hague jusqu
la
construction des installations de stockage dØfinitif, de ne pas recevoir, le
moment venu, des dØchets ayant une charge thermique supØrieure
ce
qu il est en droit d attendre, afin de ne pas avoir
prolonger indûment la
pØriode d entreposage avant stockage.
Le mode opØratoire adoptØ par la Cogema, lui a donnØ une
souplesse de gestion qui a ØtØ contestØe par EDF, qui estime avoir ØtØ
dØsavantagØe au profit d Ølectriciens Øtrangers. C est la raison pour
laquelle des nØgociations ont ØtØ poursuivies rØcemment entre EDF et la
Cogema pour aboutir
une vØritable procØdure de prØ-attribution des
dØchets qui vient d OEtre mise en place en complØment du systLme actuel
de rØpartition. Il para t en effet Øtonnant que les conteneurs de dØchets
vitrifiØs ne puissent OEtre physiquement prØ-attribuØs au moment de leur
production.
4
Les autres dØchets radioactifs
Les dØchets radioactifs Øtrangers autres que les dØchets vitrifiØs ont
fait l’objet d’une Øvaluation quantitative publiØe en novembre 2004 dans
le dernier inventaire rØalisØ par l’Andra. Selon cet inventaire, le nombre
de colis dØj
entreposØs ou
produire, non destinØs
des clients fran ais,
serait au total de 16 786
la date du 31 dØcembre 2002. Cette Øvaluation,
rØalisØe en 2004, est thØorique dans la mesure oø l essentiel des rØsidus
reste
conditionner, en particulier les boues et effluents, et oø les
installations destinØes
les conditionner ne sont, parfois, pas encore en
fonction.
Pour ces types de dØchets, aucun retour n a ØtØ effectuØ et rien
n est prØvu avant 2008. Les pays concernØs par ces retours sont
l Allemagne, pour plus des deux tiers, le Japon, la Belgique, la Suisse et
les Pays-Bas.
Au Royaume-Uni, une solution plus simple a ØtØ adoptØe : seuls les
dØchets vitrifiØs sont rØexpØdiØs dans le pays d origine des combustibles,
quitte
en renvoyer un peu plus en contrepartie des autres types de
dØchets
conservØs
sur
place.
Cette
simplicitØ
apparente
a
des
contreparties, car ce que qu il est convenu d appeler des « swaps » de
dØchets n est pas sans poser des problLmes de caractØrisation et de
stockage, comme on le verra
propos des dØchets de Marcoule. En effet,
ces dØchets, que l on peut qualifier d intermØdiaires, sont parfois
la
limite des normes admises pour le stockage en surface ; en outre, le coût
de leur transport est trLs ØlevØ.
86
C
OUR DES COMPTES
__________
CONCLUSION ET RECOMMANDATIONS
__________
La plupart des installations nucléaires de base sont exploitées par
le CEA, les sociétés et établissements publics qui en sont issus, et EDF. Il
s’ensuit que le démantèlement de ces installations et la gestion des
déchets radioactifs qu’elles engendrent devront être financés par le
secteur public. Le contexte français est très particulier, puisque EDF, en
tant que premier électricien nucléaire mondial, aura une charge sans
commune mesure avec celle des autres producteurs d’électricité dans le
monde.
La répartition des attributions en matière de sûreté nucléaire
résulte d’une longue évolution, dont la lenteur a pour origine certaines
divergences qui opposent les ministères de tutelle : ainsi, les décisions
prises par un comité interministériel de 1998 n’ont pu trouver un
aboutissement partiel qu’en 2001 et 2002 ; de plus, là aussi, les membres
ou dirigeants des organismes concernés n’ont pas été nommés ou
renouvelés en temps utile, qu’il s’agisse de l’IRSN, du CSSIN ou
du
DSND.
Créée par la loi du 30 décembre 1991, l’Andra est l’opérateur
désigné pour la gestion des déchets radioactifs. Son rôle mérite d’être
mieux affirmé, notamment en ce qui concerne son financement et la
continuité de sa gestion. En ne désignant pas en temps utile les membres
de son conseil d’administration, les pouvoirs publics ont créé à deux
reprises une situation inacceptable, qui perdure aujourd’hui.
Depuis la création de l’Andra, de grands
progrès ont été
accomplis dans la connaissance des déchets, même si cette connaissance
doit encore être améliorée, dans le sens notamment d’un inventaire
prospectif : l’inventaire de 2004 va dans ce sens.
Les règles applicables aux trois niveaux de démantèlement, qui
sont adaptées au cas des réacteurs nucléaires, méritent d’être revues
pour les INB sans réacteur. Enfin, le principe du retour dans le pays
d’origine des déchets radioactifs issus des combustibles retraités en
France devrait faire l’objet d’engagements clairs pour l’ensemble des
déchets ; s’agissant des déchets vitrifiés, leur attribution aux clients de la
Cogema, qui manquait jusqu’ici de transparence, devrait, à la suite des
accords récents, respecter strictement la chronologie de leur production,
afin qu’EDF ne soit pas lésée.
La stratégie de retraitement-recyclage, qui conditionne le volume
futur des déchets, manque de transparence et devrait impérativement être
replacée dans le contexte des choix énergétiques de la France pour le
futur. Cette question doit être éclaircie en vue du débat législatif
prévu
par la loi de 1991.
DeuxiLme partie
PremiLres expØriences de
dØmantLlement et de stockage des
dØchets radioactifs
P
REMIERES EXPERIENCES DE DEMANTELEMENT ET DE STOCKAGE
89
Chapitre I
PremiLres expØriences de dØmantLlement
90
C
OUR DES COMPTES
Le rapport annuel de l’ASN fait le point chaque annØe sur le
dØmantLlement des INB mises
l arrOEt.
Au 31 dØcembre 2003, 17 anciennes INB avaient fait l’objet d’un
dØclassement, c’est- -dire d’un dØmantLlement complet. Il s agit, en fait,
d installations nuclØaires de taille modeste comportant, notamment,
9 rØacteurs, deux installations de traitement de minerai, deux installations
de fabrication de combustibles et d assemblages de combustibles, un
ionisateur.
A la mOEme date, sur les 125 installations qualifiØes d INB,
22 Øtaient
l arrOEt dØfinitif et se trouvaient
des stades variØs de
dØmantLlement. Les plus importantes sont les centrales nuclØaires de
premiLre gØnØration d EDF (8 INB) ; sont Øgalement concernØes divers
rØacteurs et installations du CEA (11 INB), de la Cogema (2 INB), ainsi
que le rØacteur de l universitØ de Strasbourg. Dans le court et le moyen
terme ce sont donc EDF et le CEA, qui sont les plus concernØs par des
dØmantLlements relativement importants d INB, surtout si l on tient
compte, pour le CEA, des installations qui seront mises
l’arrOEt au cours
de la prochaine dØcennie.
En ce qui concerne les INBS, le dØlØguØ
la sûretØ nuclØaire et
la
radioprotection pour les activitØs et installations intØressant la dØfense
(DSND), qui n’Ølabore aucun rapport
destination du public, ne diffuse
aucune information relative au dØmantLlement des installations arrOEtØes.
Le dØmantLlement le plus onØreux actuellement en cours est prØcisØment
celui d une INBS, l usine de retraitement de Marcoule, dont la charge est
rØpartie
plus de 85 % entre EDF et le CEA, et est supportØe, pour le
solde, par la Cogema.
I - La situation au CEA
Le CEA a la caractØristique d OEtre le premier exploitant
avoir mis
en
uvre toute une sØrie d INB de taille trLs variable qui ont engendrØ au
cours de leur exploitation des dØchets et des effluents, pour lesquels il ne
disposait pas d exutoire final : des installations d entreposage ont donc
ØtØ construites en attente d une possibilitØ de stockage.
La spØcificitØ des installations
dØmanteler
court ou moyen
terme tient
la fois
leur anciennetØ et
l’accumulation des dØchets qui
doivent faire l’objet d’une reprise et d’un conditionnement prØalable
leur
stockage final. On se heurte parfois
un problLme de terminologie dans
la mesure oø l’assainissement dØfinitif d’un site ne se limite pas au
dØmantLlement proprement dit, mais
l’Øvacuation des dØchets
P
REMIERES EXPERIENCES DE DEMANTELEMENT ET DE STOCKAGE
91
accumulØs au cours de la vie de l’installation, dans des quantitØs sans
commune mesure avec le cas des centrales nuclØaires dont les
combustibles usØs ont toujours ØtØ ØvacuØs rØguliLrement vers les usines
de retraitement.
Avant la rØorganisation du CEA opØrØe au cours de l’annØe 2000,
les questions relatives
l’assainissement et au dØmantLlement des
installations nuclØaires relevaient d’une direction fonctionnelle dØnommØe
direction de la gestion des dØchets, crØØe en 1992. Cette direction
Ølaborait chaque annØe un rapport d’activitØ qui faisait le point sur les
questions de dØmantLlement et d’assainissement au CEA. Depuis l’annØe
2000, toutes ces questions relLvent d’une direction opØrationnelle, la
direction de l’Ønergie nuclØaire : au sein de cette direction, la direction du
patrimoine et de l’assainissement est responsable de la conduite et du
suivi des opØrations de dØmantLlement et de gestion des dØchets pour
l’ensemble des installations du CEA. Depuis ce transfert, aucun rapport
d’activitØ ou document d’information n’a ØtØ publiØ.
En 1992, l’accent avait ØtØ mis sur la nØcessitØ de mener
bien
l’assainissement des centres d’Øtudes nuclØaires du CEA avec la crØation
de la direction de la gestion des dØchets, qui a ØtØ suivie par la signature
en août 1993 d’une convention rØunissant le CEA, EDF et la Cogema
pour assurer, jusqu’
l’an 2000 inclus, l’assainissement avec des moyens
financiers
hauteur de 61 M
par an. Le programme d’assainissement
ainsi financØ comprenait des « opØrations de dØmantLlement, de collecte,
de conditionnement et de stockage des dØchets, de retraitement des
combustibles irradiØs et plus gØnØralement des opØrations, y compris de
recherche-dØveloppement, visant
Øliminer ou diminuer le risque
radioactif dans les centres civils du CEA ». Les actions prØvues dans
chacun des secteurs - dØchets, combustibles sans emploi, dØmantLlement -
du plan d’assainissement ØlaborØ en 1992 ont fait l’objet d’un schØma
directeur.
Le premier plan d’assainissement du CEA correspondait donc
la
conclusion de la convention tripartite prØcitØe dans le cadre de laquelle
les contributions aux dØpenses ont ØtØ rØparties, de 1993
2000,
raison
d environ 52 % pour le CEA, 42 % pour EDF et 6 % pour la Cogema.
Cette convention n’a pas ØtØ renouvelØe et les besoins de financement
correspondants du CEA reposent, depuis lors, soit sur les subventions de
l’ tat, soit sur le fonds dØdiØ, crØØ
cet effet en 2001.
L actuel plan stratØgique de la direction de l’Ønergie nuclØaire du
CEA intLgre un volet sur l’assainissement et le dØmantLlement des
installations,
lui-mOEme
dØcomposØ
en
trois
sous
segments
:
dØmantLlement, assainissement et environnement, installations-procØdØs
92
C
OUR DES COMPTES
et transport. Ce document dresse un premier bilan des opØrations dØj
rØalisØes.
Il fait tout d abord des constats :
sur le plan des rØalisations effectives, de petits rØacteurs
de recherche ont fait l’objet d’un dØmantLlement complet
avec libØration totale des b timents ;
les rØacteurs de taille intermØdiaire n’ont fait l’objet que
d’un dØmantLlement partiel, en raison notamment de
l’absence de filiLres de gestion des dØchets
base de
graphite et de sodium ;
plusieurs laboratoires et ateliers ont pu OEtre totalement
dØmantelØs, de mOEme qu’une installation de traitement de
minerai.
Il en tire plusieurs enseignements et recommandations :
si des dØmantLlements complets ont pu OEtre rØalisØs entre
1970 et 1990, ces rØsultats s’expliquent
la fois par le fait
que les procØdures administratives d’autorisation Øtaient
moins
complexes
et
ne
nØcessitaient
pas
alors
l intervention d’un dØcret, et, par le fait qu’il s’agissait
d’opØrations plus aisØes compte tenu de la faible activitØ
des dØchets de ces installations ;
le dØmantLlement des rØacteurs et des installations de
fabrication de combustible est moins long que celui
d’installations impliquant de la chimie et contaminØes par
des produits de fission ;
nØcessitØ de mener des opØrations de dØmantLlement
comme des projets, notamment en termes de coût et de
dØlai ;
maintien des installations aussi propres que possible au
cours de leur vie et Øvacuation des dØchets en ligne ;
Ølimination systØmatique des matØriels inutiles ;
lancement des Øtudes de faisabilitØ et de l’avant-projet
sommaire le plus t t possible avant l’arrOEt de l’installation
de fa on
prØvoir le profil des Øquipes futures, les dØlais
nØcessaires
l’obtention des autorisations ainsi que les
budgets nØcessaires ;
P
REMIERES EXPERIENCES DE DEMANTELEMENT ET DE STOCKAGE
93
prise en compte de la nØcessitØ future de dØmanteler, dLs
l’origine, au moment de la conception de l’installation.
Si, au vu de l’expØrience accumulØe, il n est pas contestable que le
CEA possLde la capacitØ technique de faire face aux dØfis de
l’assainissement de ses centres dans les prochaines dØcennies, seules les
prochaines annØes permettront de vØrifier s’il pourra mener
bien en
temps utile et pour les coûts annoncØs les diffØrentes opØrations.
En 2004, le CEA prØvoyait une montØe en puissance des dØpenses
annuelles de dØmantLlement et d’assainissement passant de 153 M , en
2002,
285 M , en 2006, pour se maintenir
un niveau lØgLrement
infØrieur dans les annØes suivantes. Or, l’importance des sommes en jeu et
la multiplicitØ des projets nØcessitent un suivi qui ne semble pas encore
suffisamment rigoureux. Le commissaire aux comptes du CEA indique,
dans le compte rendu de ses interventions au titre de l’exercice 2003, que
les travaux initiØs par l’Øtablissement en vue de rØconcilier les
avancements physiques et financiers des projets de dØmantLlement en
cours n’avaient pas pu encore aboutir et que le rØsultat de ceux-ci ne
devrait pas se concrØtiser avant la fin de l’annØe 2004 : il s agit d une des
causes principales de la rØserve formulØe rØguliLrement par le
commissaire aux comptes depuis l exercice 2001, annØe de mise en place
du fonds dØdiØ. C est donc plus la capacitØ du CEA
conduire des projets
de ce type que sa capacitØ technique
mener
bien des opØrations
aujourd hui ØvaluØes
plus de 11 Md , qui suscite des interrogations.
C est d ailleurs une des raisons pour lesquelles la Cour s est inquiØtØe
depuis l annØe 2003 du projet de confier au CEA la ma trise d ouvrage du
dØmantLlement de Marcoule, ØvoquØ ci-aprLs.
II - Le dØmantLlement de l usine de retraitement de
Marcoule
Le dØmantLlement de l’usine de retraitement de Marcoule
reprØsente l’opØration de dØmantLlement la plus importante actuellement
en cours en France et une des plus importantes au monde de par son
ampleur financiLre de plus de 6 Md . Elle pose toute une sØrie de
problLmes, dont la rØsolution sera utile au moment de dØmanteler l’usine
de La Hague. C’est la raison pour laquelle la Cour a jugØ utile d’en faire
un examen approfondi.
94
C
OUR DES COMPTES
A
Le site de Marcoule et la crØation du GIE Codem
1
Historique
Le site de Marcoule, situØ dans le dØpartement du Gard sur la rive
droite du Rh ne (canton de Bagnols-sur-CLze), a ØtØ crØØ pour satisfaire
les besoins en plutonium du ministLre de la dØfense. Le rØacteur G1,
premier rØacteur de taille industrielle d’une puissance de 46 MW, a
divergØ
Marcoule en 1956. Ensuite, la filiLre dite UNGG fut lancØe
avec les rØacteurs G2 (150 MW) et G3 (150 MW) en 1958 et 1959. Pour
extraire le plutonium des combustibles usØs de rØacteurs de la filiLre
UNGG, l’usine de retraitement (dite UP1) de Marcoule fut construite et
entra en service en 1958. Les rØacteurs « CØlestin » destinØs
la
production du tritium sont entrØs en service en 1967 et 1968. La Cogema
est devenue,
sa crØation, le propriØtaire et l exploitant de l usine de
retraitement.
Plus de trente annØes plus tard, le niveau du stock militaire de
plutonium Øtait suffisant, du fait que les essais n’en consomment plus et
que les dØmantLlements des armes obsolLtes permettent de recycler le
plutonium dans les armes futures ; par ailleurs, le retraitement
des fins
civiles de combustibles irradiØs UNGG Øtait vouØ
dispara tre, EDF
ayant fermØ sa derniLre centrale UNGG en 1994, tandis que la centrale
espagnole UNGG de Vandellos de la sociØtØ Hifrensa, client de la
Cogema, avait dû cesser son activitØ en 1992
la suite d un incendie.
Dans ce contexte, l’arrOEt dØfinitif des rØacteurs G2 et G3 a eu lieu
dans les annØes quatre-vingt, tandis que l’arrOEt de l’usine UP1, qui ne
fonctionnait plus que pour des besoins civils depuis 1993, a ØtØ dØcidØ
la fin de l annØe 1997.
MalgrØ ces fermetures, l Øtablissement Cogema de Marcoule, qui
disposait encore,
la fin de 2001, de 1509 agents, a pour t che :
l’arrOEt et le dØmantLlement de l’usine UP1 et de ses
installations associØes,
la reprise de conditionnement des dØchets,
la production de tritium,
le soutien des autres unitØs implantØes sur le site.
Les autres unitØs implantØes sont, notamment, le centre d’Øtudes
nuclØaires de la vallØe du Rh ne du CEA (CEA/Valrh ), Melox, filiale de
la Cogema en charge de la fabrication des combustibles Mox, et
P
REMIERES EXPERIENCES DE DEMANTELEMENT ET DE STOCKAGE
95
Centraco, usine de Socodei
27
, en charge du traitement des dØchets
faiblement radioactifs par fusion ou incinØration. Ces installations, qui
relLvent tant t du statut des INBS, tant t de celui des INB, sont
Øtroitement imbriquØes : celles qui ont servi
la production du plutonium
militaire et, actuellement,
la production du tritium, sont classØes INBS,
les autres relLvent du statut des INB.
2
La constitution du GIE Codem
Au cours de ses derniLres annØes d’activitØ, la sous-activitØ de
l usine UP1, ainsi que les perspectives liØes
son assainissement et
son
dØmantLlement, avaient fait l’objet de diffØrends entre les parties
prenantes (la dØlØgation gØnØrale pour l armement, le CEA, EDF et la
Cogema), conduisant les pouvoirs publics
arbitrer, en 1995, en faveur
d un compromis financier : la sous-activitØ d UP1 a ØtØ compensØe par
des rØmunØrations supplØmentaires, tandis qu Øtait actØ le principe de la
participation des clients de la Cogema au financement des opØrations de
mise
l’arrOEt dØfinitif, de dØmantLlement, ainsi que de reprise et de
conditionnement des dØchets, dans le cadre d’un groupement d intØrOEt
Øconomique (GIE)
constituer entre la Cogema, EDF et le CEA, ce
dernier agissant pour le compte du ministLre de la dØfense.
La crØation du GIE Codem, constituØ entre les trois entreprises
publiques, a ØtØ entourØe d’un trLs grand formalisme juridique : un accord
de crØation fut tout d’abord signØ entre le CEA, la Cogema et EDF le
19 mai 1995, et fut suivi, une annØe plus tard, d’un protocole d’associØs,
d’un contrat constitutif et d’un rLglement intØrieur. Le CEA et EDF
dØtiennent chacun 45 parts, la Cogema 10 parts, proportion reflØtant
approximativement la rØpartition de la charge future.
La Cogema, exploitant nuclØaire des installations a le r le
d’opØrateur principal pour le dØmantLlement et l assainissement des
installations concernØes. Une annexe au protocole dØtermine,
partir de
l historique des combustibles retraitØs, comment attribuer
chacun la part
qui lui revient dans une installation qui a fonctionnØ pendant prLs de 40
ans autant pour les besoins de la dØfense (CEA-DAM) que pour des
besoins civils, ces derniers Øtant partagØs eux-mOEmes entre trois
intervenants (CEA-civil, la Cogema pour son client espagnol et EDF). Le
CEA, qui est intervenu
deux titres, agit tant « pour son compte que pour
celui du ministLre de la dØfense ».
27
) SOciØtØ pour le COnditionnement des DØchets et des Effluents Industriels, sociØtØ
anonyme dØtenue
51 % par EDF et
49 % par la Cogema, spØcialisØe dans le
traitement des dØchets faiblement et moyennement radioactifs.
96
C
OUR DES COMPTES
Le conseil d’administration- comportant deux membres pour le
CEA, deux pour EDF et un pour la Cogema - prend ses dØcisions
la
majoritØ des 4/5, sauf pour ce qui concerne la stratØgie et la
programmation globale des opØrations, ou les clØs de financement, ses
dØcisions requØrant l’unanimitØ. Le GIE Codem est dotØ d’une direction
gØnØrale ne disposant que d’une trLs faible dØlØgation de signature, ce qui
nØcessite des rØunions frØquentes du conseil d’administration, pour
approuver les contrats.
3
Le maintien du statut d’INBS
Le dØcret du 11 dØcembre 1963 relatif aux installations nuclØaires
dØfinit le rØgime applicable aux INB, parmi lesquelles sont citØes les
usines de traitement des combustibles nuclØaires irradiØs. Ce texte exclut
cependant de son champ d’application les INB intØressant la dØfense
nationale et classØes secrLtes (INBS) par le Premier ministre. Le dØcret du
5 juillet 2001 relatif
la sûretØ et
la radioprotection des installations et
activitØs nuclØaires intØressant la dØfense est aujourd’hui pour les INBS le
pendant du dØcret de 1963 pour les INB. Ce mOEme dØcret a redØfini le
r le de l’autoritØ de sûretØ pour les INBS en crØant, auprLs des ministres
de la dØfense et de l’industrie, le dØlØguØ
la sûretØ nuclØaire et
la
radioprotection pour les activitØs et installations intØressant la dØfense
(DSND), fonction assurØe jusqu’en juillet 2003 par le Haut Commissaire
l’Ønergie atomique.
Comme le ministre de la dØfense l indiquait dØj
en 1996, « les
installations ne pouvant dûment justifier le caractLre secret de leurs
activitØs devront OEtre dØclassØes et soumises
l’ensemble des rLgles de
droit commun ». DLs lors, le maintien en INBS de l’usine UP1 Øtait, sans
doute contestable, le pØrimLtre INBS
Marcoule prØsentant la
caractØristique d’OEtre composØ de diverses installations :
l’usine
UP1,
aujourd’hui
arrOEtØe,
qui
produisait
exclusivement pour l’industrie civile depuis 1992 ;
les rØacteurs CØlestin, qui, par l’objet mOEme de leur
production, correspondent aux caractØristiques d’une
INBS ;
les installations du CEA-Valrh
(notamment Atalante),
des usines des sociØtØs Socodei, Melox et Cis Bio
International, qui se trouvent dans le pØrimLtre de l’INBS,
tout en obØissant par ailleurs au rØgime des INB.
Pour comprendre la situation actuelle, il faut rappeler que le
dØcoupage en INB n’avait pu OEtre appliquØ lors de la crØation du site,
P
REMIERES EXPERIENCES DE DEMANTELEMENT ET DE STOCKAGE
97
puisque les notions d’INB et d INBS ne sont apparues qu’avec le dØcret de
1963.
Un des consØquences du classement INBS est un certain
assouplissement de la rØglementation de sûretØ profitant
l’ensemble des
entreprises prØsentes sur le site : ainsi, le dossier d’autorisation de rejet et
de prØlLvement d’eau, qui n’existait pas
la crØation de l’Øtablissement de
Marcoule, n’a ØtØ constituØ qu’en 1981 pour rØpondre
la rØglementation
initiØe en 1963. Une mise
jour du dossier est en cours
la suite d une
demande de l’autoritØ de sûretØ. Si une autorisation devait OEtre donnØe, ce
serait cette fois aprLs enquOEte publique.
La production de tritium pour les besoins de la dØfense serait, en
pratique aujourd’hui, la seule raison du maintien d’une INBS
Marcoule,
mOEme si le ministLre de la dØfense invoque la prØsence de matiLres
d’origine militaire comme argument subsidiaire. L INBS pourrait donc
OEtre limitØe aux installations dØdiØes au tritium.
Si l’autoritØ de sûretØ "dØfense" (DSND) applique, a priori, les
mOEmes rLgles que son homologue civil, l ASN, elle n’est pas soumise aux
mOEmes rLgles de transparence. Ainsi, le rapport annuel de l ASN est
public et diffusØ sur Internet, tandis que le rapport annuel du DSND,
beaucoup plus succinct, est classØ « confidentiel-dØfense » ;
cet Øgard,
on notera que le dernier rapport du dØlØguØ concerne l’annØe 2001, aucun
rapport n’a ØtØ produit au titre de l’annØe 2002 et que seule une synthLse
pour les annØes 2002-2003 a ØtØ ØlaborØe en 2004
.
Pour justifier le maintien de l’INBS, la lourdeur d’une procØdure de
dØclassification a ØtØ invoquØe, tout en reconnaissant qu’il faudra bien la
conduire ultØrieurement. A l’inverse, dans le sens d’un dØclassement,
l’ASN soutient l’intØrOEt d’une transparence maximale, son expØrience
acquise en termes de dØmantLlement, la synergie
rechercher avec les
opØrations d’assainissement et de dØmantLlement de l’usine UP2-400
La
Hague et l’intØrOEt de dØclassifier une INBS dLs le dØbut de son
dØmantLlement afin que la mOEme autoritØ de sûretØ conserve une vue
d’ensemble. Enfin, l’ASN Øtant seule compØtente pour les installations de
l’Andra
en
charge
du
stockage
ultime
des
dØchets
issus
des
dØmantLlements et de l’assainissement d’un site, il appara t d’autant plus
judicieux qu’elle devienne l’autoritØ de droit commun en matiLre de
dØmantLlement, dLs lors qu aucun secret liØ
la dØfense n’est en jeu.
Au stade actuel des opØrations de dØmantLlement, il est difficile de
rØaliser aujourd’hui un dØclassement « au milieu du guØ », mais celui ci
devrait OEtre d’ores et dØj
programmØ pour OEtre fixØ
une Øtape cohØrente
du processus industriel.
98
C
OUR DES COMPTES
B
Enjeux, difficultØs et dØfis du dØmantLlement de
Marcoule
1
Ampleur des opØrations
L’usine de retraitement de Marcoule est elle-mOEme composØe d’un
grand nombre d’installations, dont les principales avaient pour but le
dØgainage des combustibles usØs, la dissolution et la sØparation de
l’uranium et du plutonium, le traitement des effluents liquides
28
, et
l’entreposage, comme le montre le schØma simplifiØ ci-dessous.
Combustibles nucléaires usés
Débris
de gaines
(Magnésium et graphite)
Effluents
liquides
UP1
(dissolution,
séparation)
Uranium
Produits
de fission
Défense
nationale
Fabrication
combustible
nucléaire
Vitrification
STEL
Dégainage
MAR400
(séparation
gaine:combustible)
Plutonium
Mise en
fûts bitume
Entreposage
sur site
(AVM)
Entreposage
sur site
(Zone Nord & Sud)
Entreposage
sur site (MAR400)
Entreposage
à Marcoule,
puis Pierrelatte
Dans ce schØma, les pointillØs montrent que l’uranium de
retraitement (URT) n’a jamais ØtØ utilisØ
la fabrication de combustible,
du fait de son attrait rØduit pour un Øventuel recyclage. Il est demeurØ
Marcoule, entreposØ sous la forme liquide de nitrate d’uranyle : EDF en
possLde 3800 t, le CEA et la Cogema 4800 t.
28
) STEL : station de traitement des effluents liquides
P
REMIERES EXPERIENCES DE DEMANTELEMENT ET DE STOCKAGE
99
Certaines installations vont continuer
fonctionner tant au profit
du dØmantLlement qu’
celui des autres entreprises prØsentes sur le site :
c est le cas notamment pour la station de traitement des effluents liquides
et les ateliers « supports ». Pour ce qui est des dØchets, il faudra reprendre
une grande partie des dØchets anciens pour les reconditionner, ce qui
suppose dans certains cas la construction d’installations spØcifiques. Par
ailleurs, les opØrations de dØmantLlement produiront elles-mOEmes des
dØchets. Enfin, en phase finale, on devra effectuer le dØmantLlement des
installations con ues spØcifiquement pour la reprise de conditionnement
des dØchets anciens.
Toutes les opØrations de dØmantLlement et d’assainissement vont
ainsi s’Øchelonner jusqu’aux alentours de l’annØe 2040 :
DØroulement des opØrations de dØmantLlement de Marcoule
Ateliers de production
Ateliers supports
Mise à l’arrêt
définitif
Démantèlement
Mise à l’arrêt
définitif et
démantèlement
Reprise et conditionnement des déchets
2002
2007
2016
2030
2040
Plusieurs Øvaluations des travaux
rØaliser ont ØtØ effectuØes tout
d’abord par la Cogema et, depuis 1997, par le GIE Codem, qui a revu
la
baisse les devis initiaux. La derniLre Øvaluation officielle date de
novembre 1999 et s’Øtablissait
5,64 Md
valeur 1996, soit 6,19 Md
valeur 2003
29
.
29
) Dans le prØsent rapport, les ajustements en valeur 2003 ont ØtØ effectuØs en
prenant pour base l’Øvolution du produit intØrieur brut dans les « indices de prix des
ressource et emplois de biens et services » de l’INSEE.
100
C
OUR DES COMPTES
Ce montant considØrable peut OEtre analysØ par type de dØpenses et
par type de programmes :
Evaluation 1999 par type de dØpenses (en M )
Type de dØpenses
Valeur 1996
Valeur 2003
%
Exploitation
2 881
3 159
51,1%
Etudes/Ma trise d’ uvre
335
367
5,9%
Equipements et travaux
576
632
10,2%
Stockage Andra
1 011
1 109
17,9%
Marge pour risques
838
919
14,9%
Total
5 641
6 186
100,0%
valuation 1999 par type de programmes
DØpenses par programmes
Valeur 1996
Valeur 2003
%
Transverse
1 046
1 147
18,5%
RCD (reprise et conditionnement des dØchets)
2 040
2 237
36,2%
MAD (mise
l’arrOEt dØfinitif)
628
689
11,1%
DEM (dØmantLlement)
1 927
2 113
34,2%
Total
5 641
6 186
100,0%
La ventilation par type de dØpenses rØvLle l importance des
prestations assurØes par la Cogema, sous couvert de l exploitation,
comparØe
la ma trise d’oeuvre et aux travaux proprement dits ; la part
dØvolue au stockage montre l’importance du problLme des dØchets ; la
marge pour risques atteint presque 15 % du total.
La ventilation par programme des dØpenses souligne le coût de la
reprise et conditionnement des dØchets (2 237
), qui ne se limite pas au
stockage ultime (1 109 M
dans le premier tableau) ; le programme dit
« transverse » comprend, pour l’essentiel, les dØpenses d’exploitation
communes
tous les programmes et qui correspondent au soutien gØnØral
administratif et logistique de la Cogema.
P
REMIERES EXPERIENCES DE DEMANTELEMENT ET DE STOCKAGE
101
La protection contre les rayonnements
Les rayonnements Ømis par un corps radioactif sont nØfastes, car ils
dØtruisent des molØcules d eau dans l organisme et endommagent ainsi les
cellules d ADN.
Les rayons alpha, qui ont un pouvoir de pØnØtration trLs faible, ne
nØcessitent qu une simple paire de gants, mais il est essentiel qu aucune
particule ne touche le corps de l intervenant ou ne soit inhalØe : pour
intervenir dans un local contaminØ, les personnels sont protØgØs par un
masque et une combinaisons Øtanche en vinyle, alimentØe par de l air
provenant de l extØrieur.
Les rayons bOEta, qui ont un pouvoir de pØnØtration moyen sont
arrOEtØs par une feuille d aluminium.
Les rayons gamma, qui ont un fort pouvoir de pØnØtration sont
arrOEtØs par d Øpais Øcrans de plomb ou de bØton : les manipulateurs
d appareils de radiographie portent des tabliers de plomb.
Source : d’après ANDRA et GIE Codem
2
Les difficultØs techniques liØes au passØ
a)
Les types de problèmes
Les coûts et les incertitudes, qui caractØrisent le dØmantLlement de
Marcoule, rØsultent pour une grande part des nØgligences du passØ,
nØgligences qui datent d’une Øpoque oø la sûretØ n’Øtait pas toujours au
premier rang des prØoccupations dans l industrie.
Le poids du passØ appara t
deux niveaux :
les nØcessitØs d’un dØmantLlement n’avaient pas ØtØ prises
en compte au moment de la conception, d’oø l’apparition,
au fur et
mesure du dØroulement des opØrations, de
problLmes techniques particuliLrement ardus ;
le conditionnement des dØchets n’avait pas obØi
des
mØthodes rigoureuses et on est contraint aujourd’hui
d’extraire les fûts de bitume des fosses et casemates, oø ils
sont entreposØs, sans avoir une parfaite connaissance de
leur contenu ni du niveau de leur radioactivitØ.
Le dØmantLlement d installations utilisØes effectivement par
l exploitant jusqu
leur mise
l arrOEt comporte a priori moins
102
C
OUR DES COMPTES
d’inconnues que la reprise et le conditionnement des dØchets anciens,
mais, leur diversitØ recLle, nØanmoins, une sØrie d’obstacles techniques
imprØvus, susceptibles de renchØrir les coûts.
Ainsi, le devis du dØmantLlement des cuves
produits de fission,
qui dØpasse 100 M , est susceptible d’OEtre affectØ par une erreur d’un
rapport de 1
5, du fait que ces cuves sont situØes de telle fa on qu’on ne
peut
procØder
leur
rin age,
opØration
prØliminaire
de
la
dØcontamination : il en rØsulte que le dØmontage ne sera possible que par
la voie d’une tØlØ-opØration beaucoup plus onØreuse. Quant aux piscines,
dotØe d’un revOEtement en inox, des fissures dans le bØton ont ØtØ
dØtectØes ; des barreaux de combustibles « oubliØs » ont ØtØ rØcemment
dØcouverts, ce qui pose le problLme de leur retraitement ; une des piscines
contient du combustible de la centrale PhØnix, ce qui est source de litiges,
puisque PhØnix, toujours en activitØ, n’est pas dans le pØrimLtre du GIE
Codem.
Mais, c’est sans doute la reprise et le conditionnement des dØchets
anciens, qui aura posØ le plus de difficultØs
Marcoule. L inventaire des
dØchets au dØbut de l annØe 2003 donne une idØe des volumes et de la
radioactivitØ en cause et du type de stockage envisagØ :
Inventaire des dØchets radioactifs en janvier 2003
Nature des produits
QuantitØ
Stockage
Produits de fission
DØchets vitrifiØs (conteneurs)
2925
Profond
A vitrifier
208 m3
Profond
Structure des assemblages de combustibles usØs
Graphite (chemises)
743
t
A dØfinir
MagnØsium et divers
1 974 t
Profond/Surface
DØchets activØs en rØacteurs
DØchets mØtalliques (poubelles et
fourreaux)
1 100
Profond/Surface
DØchets tritiØs (conteneurs)
272
Surface
Traitement des eaux de piscines
161 t
Profond/Surface
Traitement des effluents
(fûts bitume)
62 461
Profond/Surface
Source : d’après rapport d’activité GIE Codem
Pour des raisons de simplifications, les dØchets liØs
l exploitation
des ateliers n apparaissent pas. La double mention « Profond/Surface »
indique que pour toute une sØrie de dØchets, une partie relLve du stockage
P
REMIERES EXPERIENCES DE DEMANTELEMENT ET DE STOCKAGE
103
profond et une autre du stockage en surface, sans que la proportion en soit
toujours connue.
Les dØchets les plus radioactifs, issus de la vitrification des
produits de fission, ne posent pas de problLmes techniques in situ,
puisqu’ils sont conservØs dans des puits ventilØs dans l’attente d’un
stockage profond : l’incertitude concerne la date de rØalisation de ce
stockage et son prix, qui Øtait ØvaluØ
hauteur de 96,13 K /m
3
dans le
scØnario de 1999 pour les dØchets de type C, montant
comparer avec les
coûts actuellement envisagØs par l’Andra.
En revanche, pour certains types de dØchets
base de graphite, tels
que les 743 t de chemises issues des combustibles UNGG, aucune
solution n a encore ØtØ trouvØe. Par ailleurs, les soixante mille fûts de
bitume produits par la station des effluents liquides (STEL) sont un des
exemples les plus rØvØlateurs des difficultØs rencontrØes
Marcoule.
b)
L’exemple des fûts d’enrobés bitumineux
La station des effluents liquides est chargØe de dØcontaminer les
effluents liquides par une co-prØcipitation, dont les boues furent
incorporØes
partir de 1966 dans du bitume choisi pour son pouvoir de
confinement. Cette station est toujours en fonctionnement pour des
productions minimes par rapport
l Øpoque de pleine activitØ.
La connaissance exacte du nombre et de l’origine des fûts
d’enrobØs bitumineux ainsi produits est difficile et les chiffres diffLrent en
fonction des documents. Selon un dØcompte fourni au cours de l’enquOEte,
le nombre de fûts produits aurait ØtØ de 69 725, dont il faut dØduire 4 649
fûts dØj
expØdiØs
l’Andra et 3 479 rejetØs
la mer, ce qui conduit
un
solde de 61 597.
De 1966
1995, 6 164 fûts ont ØtØ entreposØs dans 35 fosses
situØes dans la zone Nord de Marcoule, puis, tous les autres fûts l ont ØtØ
dans des casemates construites
cet effet dans la zone Sud
c tØ de la
station de traitement des effluents liquides. Sans doute, ces entreposages
con us avant la loi de 1991 Øtaient-ils destinØs
perdurer, mais les
inquiØtudes nØes tant de l Øtat des fosses et casemates que de celui des
fûts
eux-mOEmes
ont
conduit
en
dØcider
la
reprise
et
le
reconditionnement. Les conditions de cette reprise sont compliquØes par
l ignorance de l exploitant du contenu exact, et donc du niveau de
radioactivitØ, des fûts produits jusqu en 1995 : c est l
une caractØristique
Øtonnante datant d une Øpoque oø la sûretØ nuclØaire n Øtait pas au centre
des prØoccupations.
104
C
OUR DES COMPTES
Les immersions de dØchets radioactifs (Source : Andra)
Le centre de Marcoule a fait procØder au total
l’immersion en mer,
en 1967, de 31 596 fûts
200 miles au large de l’Espagne et, en 1969, de
14 800 conteneurs,
500 miles au large de la Bretagne. Il s’agissait de
dØchets
de
faible
et
moyenne
activitØ, dont
l’immersion
a
ØtØ
dØfinitivement interdite
partir de fØvrier 1994 par la convention de
Londres. L’immersion de dØchets de trLs haute activitØ avait ØtØ interdite
partir de 1972. DLs 1970, la France s’est abstenue de cette pratique et a
pris l’option du stockage en surface, le centre de stockage de la Manche
ayant ØtØ crØØ
la fin de l’annØe 1969. Sur le total de 46 396 fûts immergØs
par le centre de Marcoule, seraient compris les 3 479 fûts bitumineux
produits par la station de traitements des effluents liquides (STEL) ; le
total immergØ correspond
une masse totale d’environ 14 300 tonnes pour
une activitØ initiale globale de 353 TBq, reprØsentant seulement 1 % de la
radioactivitØ des immersions effectuØes par les autres pays de 1948
1982
plus des trois quarts revenant au Royaume-Uni.
Il s ensuit que pour effectuer cette reprise, il a fallu concevoir et
construire un b timent d entreposage intermØdiaire polyvalent, dØnommØ
EIP, pour accueillir les fûts, avant de pouvoir en mesurer la radioactivitØ
pour conna tre si ces dØchets Øtaient susceptibles d OEtre ØvacuØs au centre
de l Aube ou dans un futur site de stockage profond. AprLs bien des
discussions et conflits, l EIP a ØtØ construit, sans autorisation prØalable de
Codem, pour un coût de l ordre de 60 M
et mis en service dans le
courant de l annØe 2000.
Pour ce qui est de la zone Nord, aprLs avoir assurØ une meilleure
ØtanchØitØ des fosses au moyen d une couverture en zinc, une installation
spØcifique a dû OEtre con ue pour opØrer la reprise industrielle de fûts, qui
a dØbutØ en 2000 au rythme annuel d environ 6
700 fûts, l objectif Øtant
de terminer la reprise des 6000 fûts vers 2007.
Pour ce qui est de la zone Sud, il faut, dans un premier temps,
envisager des travaux destinØs
assurer l ØtanchØitØ des casemates, avant
de concevoir une installation de nature
permettre une reprise
industrielle, qui ne semble pas pouvoir dØbuter avant 2010 pour se
terminer en 2030.
La construction d’une installation de tri et de mesure de la
radioactivitØ, a priori indispensable pour dØterminer la destination future
des fûts, a fait aussi l’objet de bien des discussions. Certains ont estimØ
inutile d’engager de tels frais sans avoir l’assurance que l’Andra
accepterait un maximum de ces fûts au centre de stockage en surface de
l’Aube, alors que l’Agence ne pourra s’engager dØfinitivement qu’au vu de
P
REMIERES EXPERIENCES DE DEMANTELEMENT ET DE STOCKAGE
105
leur caractØrisation dØfinitive, et que, mOEme en cas de stockage profond,
on n’Øchappera pas
une caractØrisation prØalable des dØchets enfouis.
Dans ce dossier complexe, est notamment en question la teneur des futurs
colis en Ømetteur de rayonnement
α
, les seuls fûts de Marcoule
susceptibles d’un stockage en surface reprØsentant plus de 8 % de la
capacitØ autorisØe du centre pour un volume de l’ordre de 2 % ; la
prØsence d’autres produits tels que le technØtium 99, qui est un produit de
fission
durØe de vie longue, ou le tributylphosphate (TBP), utilisØ pour
le
traitement
chimique
de
l uranium,
mØrite
Øgalement
des
approfondissements avant de pouvoir donner un agrØment dØfinitif. On
notera que, rØcemment encore, le DSND estimait inacceptable d’attendre
2010 pour effectuer un dØbut de reprise dans la zone Sud.
Sur la base d une hypothLse de rØpartition de la moitiØ des colis en
stockage en surface, et en se basant sur les coûts de stockage de l’Andra
de 1996 en valeur 2003, le coût du seul stockage en surface de 30 000
fûts s’Øtablit
123 M
et celui du stockage profond de 30 000 fûts
438 M .
Actuellement, des incertitudes subsistent sur le lieu mOEme de
stockage futur des dØchets non susceptibles d un stockage en surface.
EDF souhaite la rØalisation d’un stockage dØdiØ au graphite issu des
rØacteurs UNGG et aux dØchets radifLres de l’industrie non nuclØaire et
n Øcarte pas la possibilitØ que ce stockage puisse accepter
terme d’autres
dØchets FAVL, tels les dØchets bitumØs ou cimentØs. Ce projet,
mentionnØ pour information dans le rapport d’activitØ du GIE Codem
pour 2003, est pris en compte directement dans le calcul des provisions
d’EDF pour 2003. Or, l Andra n a pour l instant commencØ aucune Øtude
relative
un tel projet.
106
C
OUR DES COMPTES
Les dØchets espagnols
La sociØtØ espagnole Hifrensa a, par des contrats passØs en 1972,
1979 et 1987, confiØ
la Cogema le retraitement de combustibles UNGG
irradiØs de sa centrale de Vandellos 1. Par la suite, deux conventions,
conclues au cours des annØes 2000 et 2001, ont dØterminØ les opØrations
effectuer sur les dØchets et rØsidus Ømanant des combustibles provenant de
la centrale de Vandellos 1, ainsi que le solde de l’ordre de 240 M
restant
dû par Hifrensa et les conditions de son versement en fonction des
prestations couvertes.
Avant le vote de la loi du 30 dØcembre 1991, l obligation de retour
des dØchets Øtrangers n existait pas. C est pourquoi, il a ØtØ convenu que la
Cogema assurerait la reprise, le conditionnement, l’entreposage et le
stockage des dØchets provenant du retraitement effectuØ dans le cadre des
premiers contrats ; les dØchets correspondant au contrat de 1987 seront
retournØs en Espagne
partir du dØbut de l’annØe 2011, dans la mesure de
la disponibilitØ des installations de rØception des rØsidus dans ce pays. Des
pØnalitØs sont prØvues en cas de non-respect des dØlais.
Les spØcifications prØvoient trois catØgories de dØchets : les
produits de fission, les boues effluents et les dØchets technologiques.
cela s’ajoutent 109,2 t de magnØsium et 37,4 t de graphite, qui n’ont pas
encore re u de spØcifications dØfinitives en ce qui concerne leur
conditionnement.
En dØfinitive, la reprise et le conditionnement des dØchets anciens
rØunit tous les ingrØdients des difficultØs rencontrØes
Marcoule :
l ampleur et l incertitude des charges conduisent
des conflits internes, la
Cogema Øtant soup onnØe par ses partenaires de pr ner des solutions
onØreuses qui lui profitent directement, tandis qu au bout de la cha ne,
une certaine unanimitØ des parties prenantes se manifeste contre l’Andra,
soup onnØe d avoir une gestion trop rigide de ses critLres d acceptation
des dØchets radioactifs en stockage de surface.
3
Les difficultØs de fonctionnement du GIE
Dans l’organisation mise en place, le GIE Codem est le ma tre
d’ouvrage, la ma trise d’oeuvre Øtant assurØe par la Cogema, titulaire de la
quasi-totalitØ des contrats conclus avec le GIE, tout en Øtant membre du
conseil d’administration. Il y avait l
l’Øvidence des conflits d’intØrOEts
potentiels avec la Cogema, celle-ci Øtant placØe dans la double situation
du financeur
titre subsidiaire et du fournisseur
titre principal. Une
P
REMIERES EXPERIENCES DE DEMANTELEMENT ET DE STOCKAGE
107
commission consultative des marchØs, instituØe en 1997 sur le modLle de
celle du CEA, a exercØ cependant un r le pØdagogique de ma trise des
coûts en luttant contre les marges trop ØlevØes et en pr nant l’abandon
d’un systLme contractuel qui se traduisait par un dØversement
systØmatique des coûts de la Cogema au titre de l’exploitation, pour le
remplacer par un systLme de contrats forfaitaires assortis d’un rØsultat.
De trLs nombreuses contestations, de multiples audits et arbitrages
ont ØmaillØ les premiLres annØes de fonctionnement. Ce faisant, les
membres du GIE Codem s’en sont tenus
une logique de budget annuel,
alors que le programme Codem s’Øtalait sur plus de 40 ans. C’est ainsi que
l’actualisation du scØnario de 1999 et des programmes affØrents, qui
devait OEtre mise au point
la fin de l’annØe 2002, n’a pu
ce jour faire
l’objet d’un consensus. Les contestations rØcurrentes sur le bien-fondØ de
certaines prestations et le niveau des marges pratiquØes par la Cogema ont
ØtØ une caractØristique majeure du fonctionnement du GIE Codem. On
peut comprendre le souci de Cogema d’Øquilibrer les comptes de son
Øtablissement de Marcoule, dont les effectifs sont restØs quasiment stables
de 1997
2001, alors que l arrOEt de l usine date de 1997 et qu’une grande
partie des prestations liØes au dØmantLlement est sous-traitØe. La Cogema
a indiquØ que cet apparent immobilisme cache des efforts d’optimisation,
qui ont trouvØ leur limite avec la crØation de 40 postes en 1999
la suite
d’un mouvement social dur, alors que la mise en place des 35 heures
aurait dû entra ner,
pØrimLtre Øgal, la crØation de 130 emplois. Une telle
rØponse, si elle explique la situation, ne justifie pas pour autant que les
membres du GIE Codem doivent supporter les consØquences des
sureffectifs de l’Øtablissement.
Les dØlais d instruction des dossiers soumis par la Cogema au
DSND ont ØtØ Øgalement un facteur de renchØrissement par les retards
qu ils ont engendrØs. Ces dØlais Øtaient dus
la faiblesse des moyens de
l autoritØ de sûretØ dØfense et aux dØlais d instruction de l IRSN, peut-
OEtre trop systØmatiquement mis
contribution pour Øtudier des dossiers,
qui ne faisaient que transiter par le DSND, dØmuni de moyens pour les
instruire
son niveau. Dans un domaine oø les demandes d autorisation
sont
beaucoup
plus
nombreuses
que
pour
une
installation
en
fonctionnement, l ASN suggLre, quant
elle, la mise en place d un
systLme de responsabilisation par le truchement d une commission de
sûretØ interne pØriodiquement auditØe. Ce faisant, est ainsi reposØe la
question de la dispersion des moyens entre deux autoritØs de sûretØ
distinctes en matiLre de dØmantLlement, alors que les aspects dØfense
n existent plus et que l autoritØ compØtente pour la destination finale des
<