Les sources de rejets tritiés
L’équilibre naturel du tritium a été profondément modifié par les essais atomiques atmosphériques qui ont libéré dans l’environnement environ 240 EBq (650 kg) de tritium de 1945 à 1963. Cette émission a porté la concentration de l’eau de pluie à quelques centaines de Bq.L-1 dans l’hémisphère Nord ; elle est actuellement de l’ordre de 1 Bq.L-1. Les océans constituent le récepteur de l’ensemble du tritium rejeté. En 1998 la concentration de l’eau de mer en surface au niveau de l’équateur était de 0,1 Bq.L-1. La concentration est en moyenne de l’ordre de 10 Bq.L-1 dans la Manche, localement de quelques centaines de Bq.L-1 en relation avec les rejets des installations nucléaires. Dans certains cours d’eau, la valeur peut atteindre localement quelques centaines de Bq.L-1.
L’ensemble des réacteurs nucléaires mondiaux rejettent annuellement 12 000 TBq (0,035 kg) de tritium essentiellement par voie liquide sous forme d’eau tritiée, et 6000 TBq (0,018 kg) par voie gazeuse. Le traitement du combustible, actuellement essentiellement l’usine de La Hague, ajoute 12 000 TBq (0,035 kg) de rejets par voie liquide et 70 TBq (0,0002 kg) par voie gazeuse.
En France, les rejets en tritium des installations militaires ont fortement décrus sur les 20 dernières années. La tendance générale est également une diminution mais elle résulte de la disparition progressive du stock constitué par les émissions des essais en atmosphère (dont il demeure environ 10,5 EBq (30 kg) en 2010).
L’évolution des techniques industrielles civiles et l’application des principes d’optimisation ont conduit à réduire fortement les rejets d’effluents à l’environnement pour la très grande majorité des éléments radioactifs au cours des dernières décennies. La situation est différente pour le tritium, les gaz rares et le carbone 14. Les sources industrielles de rejet de tritium ont doublé par exemple en vingt ans au centre de traitement de la Hague (la production d’électricité produite par ces combustibles traités ayant doublé pendant cette période) et :
- l’extension du parc ;
- l’évolution des combustibles d’une part et du contrôle de la réactivité dans les REP d’autre part ;
- puis, dans un futur encore incertain, la mise en service des réacteurs à fusion, laissent prévoir que cette tendance est durable, même si la perspective d’énergie de fusion donne initialement au tritium une forte valeur ajoutée qui aura pour effet d’en diminuer les pertes.
La question de la réduction de l’impact du Tritium
La convention OSPAR recommande de faire tendre les concentrations des radionucléides vers leurs niveaux naturels, en tenant compte de leur impact et des techniques de réduction (accords de Sintra). Il est donc légitime de chercher à diminuer l’impact du tritium, même si celui-ci est faible. Cet objectif doit être envisagé dans une perspective globale de radioprotection car les solutions envisagées pour réduire l’impact du tritium ne sauraient entraver la démarche générale de diminution des doses collectives ni aboutir à un surcroit inéquitable de doses pour les travailleurs.
Cette nécessité de faire référence à l’évaluation de l’impact radiologique global des pratiques fait apparaître le potentiel radiotoxique relativement faible, quoique disputé, mais différencié du tritium gazeux, de l’eau tritiée et des composés organiques (TOL : tritium organique lié) par rapport aux autres sources d’exposition de l’homme. Avec les facteurs de conversion de dose actuellement retenus par la législation, l’exposition au tritium est à l’origine de moins de 0,1 μSv par an pour les groupes de référence de La Hague (contribution inférieure à 1% de l’impact ajouté à la radioactivité naturelle) et de 0,4 μSv pour ceux des villages proches de Valduc. Ces facteurs de conversion pourraient être revus à la hausse (voir les conclusions du groupe de travail sur l’impact radiologique), mais quelles que soient les valeurs définitivement retenues le résultat attendu ne semble pas susceptible de modifier ni l’ordre de grandeur de l’impact ni l’optimisation des pratiques.
La source initiale de production du tritium en France provient des REP. La production dans le combustible reste séquestrée et ne contribue que marginalement à l’exposition de l’homme. L’essentiel des rejets tritiés provient de l’activation neutronique dans le circuit primaire. Il est envisageable de réduire cette production en augmentant la concentration isotopique de bore 10 et de lithium 7 mais le bénéfice serait faible. Il n’est pas envisageable de substituer le bore dans le circuit primaire des REP. Les grappes sources secondaires ajoutent aux rejets une contribution qui peut être faiblement réduite mais le bilan n’en est pas disponible. Environ 98% des rejets des REP se font par voie liquide. Compte tenu de l’impact radiologique relatif, 100 fois plus élevé en moyenne pour les sites en bord de mer, des émissions gazeuses par rapport aux rejets liquides, il pourrait être intéressant d’envisager d’augmenter encore le ratio d’émissions liquides, cependant cette solution suppose des exutoires appropriés qui ont déjà été pris en compte dans les études d’impact. Compte tenu des faibles impacts radiologiques et des volumes d’effluents à traiter la détritiation n’est pas réalisable.
EDF a un programme d’évolution des combustibles qui a pour objectif d’augmenter la production d’électricité par tonne d’uranium en diminuant la quantité des déchets, mais qui entraîne une augmentation de la production de tritium. L’ACRO relève qu’à Flamanville, le doublement des rejets tritiés n’est lié qu’à une augmentation de 4,5% de la production électrique.
L’usine de traitement du combustible de la Hague est la source principale de rejets tritiés effectués en très grande majorité par voie liquide, compte tenu de l’impact relatif mille fois plus faible que par voie atmosphérique. Compte tenu des volumes potentiellement à traiter, de l’ordre de 40 000 m3 par an, et de la très faible activité volumique au moment du rejet, la détritiation n’est pas réalisable avec les techniques disponibles ; réduire le volume des effluents en tête de procédé aboutirait à une exposition professionnelle incompatible avec l’optimisation du procédé. Différents axes de réflexion, R&D, et amélioration des procédés ont été identifiés, notamment :
- la nécessité d’évaluer quelles évolutions du procédé ou options de traitement des combustibles ont un avenir industriel (voloxydation, pyrrométallurgie…) ;
- la réflexion nécessaire à la conception d’une usine de traitement qui ne disposant pas des mêmes avantages de site en matière de capacité radiologique n’obtiendrait pas des autorisations de rejets équivalents à ceux de La Hague.
Peu de discussions ont été consacrées à Phenix et Superphenix pour la filière à neutrons rapides bien que la perspective du programme GEN IV doive en faire assez prochainement un sujet d’actualité. La production dans le combustible est plus élevée que dans les REP, 95% du tritium formé dans le combustible passe dans le sodium fondu du circuit primaire. Les barres de contrôle borées ajoutent une contribution importante, avec formation de méthane tritié. Les rejets de tritium, normalisés par GWe sont globalement 2 fois plus élevés que dans les REP. Il est envisageable de récupérer et de valoriser le tritium du sodium fondu du réacteur Superphenix. L’impact radiologique de cette opération reste à préciser.
Une faible fraction du tritium produit dans les réacteurs nucléaires est valorisée par de petits producteurs pour la synthèse de molécules marquées à usage industriel (luminescence) et pour la recherche. Bien que ces sources ne représentent qu’un faible volume de déchets, elles peuvent être à l’origine de marquages significatifs fortuits dans l’environnement. L’impact radiologique en est difficile à préciser, fortement dépendant de la spéciation. Il est nécessaire de prévoir un exutoire approprié pour la gestion de ces sources.
Des déchets tritiés sont stockés dans différents centres de l’ANDRA. Le Centre Manche (CSM) est à l’origine d’un marquage en tritium de la nappe pouvant atteindre plusieurs centaines de milliers de Bq/L par endroit, suscitant des appréciations diverses sur son évolution possible dans le temps. Il est nécessaire de poursuivre la caractérisation de la source et des transferts vers les exutoires et de conforter ces prévisions par des mesures appropriées. Les centres de Soulaines et de Morvilliers sont soumis à une gestion prudente de la capacité radiologique en tritium et à des règles contraignantes d’acceptation des colis. Cette situation permet de respecter un faible marquage environnemental. Toutefois l’ANDRA ne dispose pas de réelles autorisations pour les déchets tritiés, ce qui laisse orphelines de nombreuses sources de déchets tritiés. La solution explicitée dans le rapport CEA rédigé dans le cadre de la loi de 2006 est un entreposage d’une cinquantaine d’années en attendant l’ouverture d’un nouveau site de stockage qui disposera des autorisations appropriées.
Les activités de défense ont des installations de purification, recyclage et d’entreposage de matières nucléaires, pour la fabrication de sous-ensembles d’armes, pour le traitement ou la neutralisation de déchets. Il s’agit notamment des centres du CEA de Valduc, Marcoule et Bruyères le Châtel. La surveillance des installations montre une diminution des rejets de plus d’un facteur 100 depuis les années 1970-1980, avec un rejet de 95 TBq (0,3 g) par voie gazeuse en 2007 à Valduc. La réduction des rejets est obtenue par détritiation sous traitement thermique des déchets fortement tritiés de manière à séparer l’eau tritiée, piégée ensuite sur zéolithe, et le support solide. Les volumes résultants sont faibles et l’entreposage se fait sur le centre de Valduc. La pratique est optimisée. Des recherches sont à poursuivre sur la valorisation des eaux tritiées. Un manque de données concernant certaines installations sous la responsabilité exclusive du ministère de la défense (réacteurs embarqués) a été constaté par le groupe de travail.
Les réacteurs à fusion se présentent comme une voie possible d’énergie dans un futur à préciser. L’installation de recherche ITER, qui fournira les éléments pour concevoir un prototype, doit entrer en service en 2019 pour une phase non-nucléaire et environ en 2025 en phase nucléaire et comportera un inventaire d’environ 1 kg de tritium dans les procédés soit 358 PBq. On ne dispose pas actuellement des autorisations de rejets tritiés. Le principe de fonctionnement d’ITER intègre la notion de défense en profondeur vis-à-vis du tritium qui est le combustible de la machine. Ces notions impliquent de multiples barrières de confinement statiques et des systèmes de confinement dynamiques dont la détritiation et le traitement de l’atmosphère à la source, la limitation des quantités d’eau en entrée et le recyclage et la détritiation de l’eau. Une installation est entièrement dédiée au tritium, à l’injection du mélange Deutérium–Tritium dans le tokamak, l’extraction, la récupération et la purification du tritium pour réutilisation. La faisabilité du démantèlement a été intégrée dans la conception. Elle prend en compte la classification des déchets qui seront générés, de type TFA, FMA et MAVL, les exutoires disponibles et la disponibilité du site pour l’entreposage de ses propres déchets d’exploitation et suit le PNGMDR.
Recommandations du groupe de réflexion « défense en profondeur »
En conclusion il est apparu au groupe de travail que les recommandations et constats suivants pouvaient être proposés.
- La maîtrise des procédés actuels permet la comptabilisation des rejets effectués dans l’ensemble des installations ; pour le centre de stockage de la Manche, il est souhaitable d’améliorer la caractérisation de la source et des transferts vers les exutoires et de conforter ces prévisions par des mesures.
- La détritiation pour les REP des CNPE n’aurait qu’un effet limité sur l’impact radiologique et n’est pas réalisable actuellement à un coût acceptable. L'ACRO et l'ANCLI, par application du principe de précaution, s'opposent à l'utilisation de nouveaux combustibles tant qu'il y aura des doutes sur l'impact du tritium.
- La détritiation pour l’usine de traitement du combustible irradié de La Hague n’est pas réalisable avec les meilleures techniques actuellement disponibles, et n’aurait qu’un effet limité sur l’impact radiologique. La stratégie rejets/déchets pour favoriser le stockage et récupération du tritium à un coût acceptable n’est envisageable que pour les matériaux d’activité élevée en tritium. L’ACRO et l’ANCLI demandent que les combustibles les plus anciens soient traités en priorité pour limiter les rejets, alors qu’AREVA et EDF considèrent que la pratique est optimisée sur ce point.
- Pour l’ACRO et l’ANCLI, il est nécessaire de réduire la production de tritium des installations civiles et militaires.
- Le confinement absolu du tritium est un problème à la fois technique et financier qui conditionne la mise au point des conteneurs.
- La gestion des déchets tritiés au niveau des stockages futurs nécessite des autorisations spécifiques en permettant la comptabilisation au niveau approprié. Des filières spécifiques doivent être accessibles aux petits producteurs.
- L’évaluation de l’impact du tritium des stockages de surface nécessite l’amélioration continue de la connaissance des termes sources, des différentes voies de transfert depuis les déchets et des processus de transfert associés, et, in fine de la quantification des poids relatifs des différentes voies de transfert en fonction des solutions techniques retenues.
- La mise en service d’entreposages de décroissance dédiés aux déchets tritiés des différentes filières doit être effectuée, conformément au décret en application du Plan National de Gestion des Matières et des Déchets Radioactifs (PNGMDR 2007-2009).
M. Roland Masse, AT, président du groupe "défense en profondeur".
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