Quels traitements pour les déchets nucléaires ?

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1 Quels traitements pour les déchets nucléaires ?
Plan : 1) Rappels sur la radioactivité (atome, isotope, période, désintégration...) 2) Généralités sur les déchets : quels producteurs, quels types, combien … 3) Différentes options pour les déchets 4) L’ANDRA 5) Le retraitement 6) La transmutation 7) Quelques autres solutions 8) Conclusion Ce fichier ne comprend que les transparents réalisés par Isabelle Billard, ainsi que des commentaires d’accompagnement. Il est conseillé que l’exposé soit agrémenté de photos ou de dessins illustrant certains points abordés dans les transparents. L’endroit de l’exposé où ceux-ci semblent les plus appropriés est indiqué dans le commentaire des transparents. Ces documents, aimablement fournis par la COGEMA (AREVA), EDF, l’ANDRA et l’Association pour le centenaire de la radioactivité se trouvent sur ce CD-Rom. Le fichier « texte_photos.doc » regroupe les commentaires correspondants ainsi que les mentions obligatoires des droits de diffusion. Pour toute question ou remarque concernant ces transparents : Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T1

2 1 Bq = 1 désintégration par seconde
Quelques rappels Un atome est composé de neutrons, de protons (noyau) et d’électrons. C’est le nombre de protons qui définit l’élément chimique (H, Cu, U …). Un élément chimique possède plusieurs isotopes qui diffèrent seulement par leur nombre de neutrons. Un isotope d’un élément est dit radioactif s’il se transforme spontanément en un isotope d’un autre élément, celui-ci pouvant être également radioactif. Cette transformation (= désintégration) s’accompagne d’émission de particules et/ou de rayonnements plus ou moins dangereux selon l’isotope radioactif. L’activité est définie par le nombre de désintégrations (tous types confondus) par seconde et s’exprime en Becquerel. 1 Bq = 1 désintégration par seconde La désintégration radioactive d’un atome ne consiste pas en la « disparition » pure et simple de l’atome mais bien en sa transformation en un autre atome correspondant à un autre élément chimique. La question de la dangerosité des déchets nucléaires ou des éléments radioactifs en général fait partie d’une autre conférence. Les déchets radioactifs sont voués à disparaître, même si on ne fait rien, au contraire de bien des déchets industriels classiques, tels les métaux lourds (plomb, mercure…) qui sont stables et donc de durée infinie. Cependant, les déchets radioactifs sont dangereux (plus ou moins selon leur nature) tant qu’ils existent, et leur période (cf transparent suivant) peut être très longue. Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T2

3 La radioactivité diminue puis disparaît avec le temps.
Rappels : suite La chaîne des désintégrations successives se termine toujours par un élément stable. La radioactivité diminue puis disparaît avec le temps. La période d’un isotope radioactif est le temps au bout duquel la moitié des noyaux de cet isotope s’est transformée. Exemples : 235U : période = 0,7 Milliards d’années 124Cs : période = 31 secondes 235U Th Pa Ac Pb (stable) etc Lorsqu’un noyau radioactif donné se désintègre en un autre noyau, ce dernier est souvent radioactif. Dans ce cas, il se désintègre à son tour conduisant à un autre noyau qui peut lui-même être radioactif, etc, jusqu’à l’obtention d’un noyau final stable. On appelle cette succession de désintégrations une chaîne radioactive. Le premier élément est appelé le père et les autres les descendants (ou éléments fils). Toute chaîne finit toujours par un élément stable. Les longues chaînes naturelles les plus connues sont les deux chaînes de l’uranium (235 et 238) et celle du thorium 232. Un échantillon radioactif naturel (exemple : roche, sédiment, fossile…) est donc composé en général de plusieurs éléments, certains radioactifs, d’autres non, dont la proportion dépend des lois de décroissance des chaînes radioactives présentes et de l’âge de l’échantillon. Si aucune perturbation extérieure n’est venue modifier sa composition, la détermination précise des différents éléments radioactifs qu’il contient permet de dater l’échantillon. On peut ainsi dater des échantillons aussi divers que des fossiles de dinosaures, des météorites, des cailloux lunaires ou des sédiments terrestres très anciens. Dessin recommandé : « décroissance de l’activité d’un échantillon radioactif en fonction du temps ». Nom du fichier: T3.psd De 227Ac à 207Pb, il y a plus de 7 étapes de désintégrations successives Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T3

4 D’où viennent les déchets ?
« Toute matière contenant des radionucléides en concentration supérieure aux valeurs que les autorités compétentes considèrent comme admissibles dans les matériaux propres à une utilisation sans contrôle et pour laquelle aucun usage n’est prévu ». Cycle du nucléaire civil : production d’éléctricité Industrie Recherche universitaire et hospitalière Résidus miniers Déchets militaires : traitement à part La définition donnée en exergue est une définition législative adoptée par l’Assemblée Nationale. Il est important de comprendre que les hôpitaux et les centres de recherche produisent également des déchets radioactifs, liés à leurs activités (médecine nucléaire de diagnostic, en particulier). Les résidus miniers font depuis peu l’objet d’une attention accrue : les mines d’uranium en France étant toutes fermées, il convient en effet d’en réhabiliter les sites. Il n’entre pas dans le but de cet exposé de s’étendre sur les déchets militaires. Dessins recommandés : « production de déchets en France ». Nom fichier: T4a.psd « production cumulée totale des déchets ». Nom fichier: T4b.psd Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T4

5 Le cycle du combustible
Fabrication du combustible Extraction du minerai Production d’énergie Déchets Retraitement Ce schéma simplifié présente les étapes majeures du cycle du combustible. L’extraction du minerai et la fabrication du combustible génèrent des déchets, surtout de l’uranium appauvri. La production d’électricité génère également des déchets, qui sont détaillés dans les transparents suivants. Le retraitement est une étape de chimie industrielle qui permet de recycler une partie du matériau nucléaire et de le réinjecter dans les centrales. Ce recyclage n’est pas infini : on envisage de recycler entre 2 et 5 fois seulement le combustible nucléaire, ses propriétés se modifiant au fur et à mesure que son temps de passage en réacteur s’allonge. Le stockage est l’étape ultime du cycle. Stockage Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T5

6 Déchets issus des centrales nucléaires
Les atomes d’uranium du combustible (235U et 238U) sont bombardés par des neutrons. 235U fissionne (= explose) en libérant de l’énergie. Les débris sont des éléments chimiques très radioactifs, plus légers que 235U. On les appelle : PRODUITS DE FISSION 238U fissionne peu mais il absorbe les neutrons. Cela conduit à la création d’éléments chimiques nouveaux, tous radioactifs, plus lourds que 238U. On les appelle : TRANSURANIENS : Np, Pu, Am, Cm Produits de fission et transuraniens sont des déchets Ce transparent ne parle pas des produits d’activation créés par absorption des neutrons par les structures métalliques (comme la gaine de protection du combustible) et généralement radioactifs. Ces produits sont également des déchets, mais ils ont en général des périodes relativement courtes, ce qui fait qu’ils ont le temps de disparaître par désintégration radioactive au cours du refroidissement du combustible en piscine. Cette liste des produits radioactifs présents dans le combustible usé n’est donc pas exhaustive. L’adjectif « nouveaux » signifie que ces éléments (et par conséquent, tous leurs isotopes) n’existent pas à l’état naturel, tandis que tous les isotopes stables des produits de fission existent sur terre. Remarque : les transuraniens (sauf Pu) sont aussi souvent désignés par le terme d’actinides mineurs. Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T6

7 Production de déchets en centrale
AVANT PENDANT APRES Production d’électricité(3 ans) 235U : 8 kg 238U : 943 kg 235U : 33 kg 238U : 967 kg Produits de fission : 35 kg Pu : 9 kg 236U : 4,6 kg Sur ce transparent, les chiffres donnés sont des chiffres moyens, qui peuvent varier d’une centrale à l’autre (puissance du réacteur, type de combustible, etc..), et les produits de fission n’ont pas été détaillés car ils sont très nombreux. Seul l’isotope 235U est nécessaire à la production d’énergie. Toutefois, on ne fabrique pas de combustible civil ne contenant que 235U : son occurrence naturelle est si faible (0,71 %) que cela reviendrait très cher et la masse critique, au delà de laquelle il y a explosion, serait atteinte. Le combustible est donc composé d’une grande quantité de 238U et d’un peu de 235U. Bien que 238U, qui subit peu de réactions de fission, ne serve pas directement à la production d’énergie, il subit des réactions de capture neutronique : aussi sa quantité diminue-t-elle au cours des 3 ans passés en réacteur. Attention : les dessins ne sont pas à l’échelle ! transuraniens 237Np : 0,5 kg 243Am: 0,5 kg 244Cm : 0,04 kg Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T7

8 Types de déchets TFA : Très Faible Activité (1 à 100 Bq par gramme)
ex : gravats, bétons, ferrailles, résidus chimiques... Classe A : faible activité (quelques dizaines de milliers de Bq par cm3) et période inférieure à 30 ans ex : blouses, gants, seringues, flacons contaminés... Classe B : moyenne activité (quelques dizaines de milliers de Bq par cm3), longue période ex : résines, liquides de retraitement Classe C : haute activité (des milliards de Bq par cm3) ex : cendres du combustible, liquides de retraitement Les déchets sont classés en fonction de leur activité car tous les déchets n’ont pas la même toxicité. Par souci de simplification, les chiffres donnés sur ce transparent ne rentrent pas dans le détail des compositions de chacune des classes, notamment en ce qui concerne les quantités d’émetteurs a, b ou g qu’elles peuvent contenir bien que ces compositions soient strictement réglementées. La précision de la définition de cette typologie est d’ailleurs révélatrice de la complexité du problème et de la volonté de contrôle du législateur. Les origines de ces différents types de déchets sont diverses. Tous les déchets ne proviennent pas de l’industrie nucléaire. Certains sont produits par d’autres industriels ou d’autres secteurs d’activité. Les exemples donnés sur ce transparent ne sont d’ailleurs pas limitatifs. En règle générale, les déchets sont issus : TFA : essentiellement du démantèlement d’usines variées (pas forcément des centrales nucléaires). Classe A : surtout des hôpitaux, des centres de recherche… Classe B : en partie des étapes de retraitement du combustible. Classe C : du combustible irradié, très radioactif du fait des produits de fission, des produits d’activation et des transuraniens qu’il contient. Que le combustible soit destiné à un stockage direct ou à une étape de retraitement, il est classé C. Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T8

9 Quels choix pour les déchets radioactifs ?
A l’heure actuelle, il y a deux options possibles : Stockage direct du combustible usé Retraitement du combustible usé en vue du recyclage de U et de certains isotopes du Pu (La Hague) D’autres options sont à l’étude : Retraitement poussé en vue de la transmutation de Np, Am, Cm Changement complet du type de combustible et des principes des réacteurs Aujourd’hui en France : TFA, A et B : stockage à La Hague ou à Soulaines (Aube) C : retraitement ou entreposage d’attente ; pas de site de stockage définitif Après avoir longtemps prôné le « tout retraitement », la France ne retraite plus aujourd’hui l’intégralité de ses déchets (produits par les centrales françaises : 1200 t par an, retraités : environ 850 t par an), notamment en raison de la faible consommation de combustibles retraités de la part des pays étrangers et de l’arrêt des programmes de surgénération (type SUPERPHENIX ou projet japonais) qui ne permettent donc plus de brûler le plutonium issu du retraitement. En revanche, l’activité commerciale de retraitement des déchets étrangers fait l’objet d’une très vive compétition économique entre l’ex-URSS, le Japon, le Royaume-Uni et la France (capacité totale de retraitement des usines françaises: 1600 t par an -en 1996-, chiffre d’affaires dégagé : 14 milliards de francs en 1997). Finalement, globalement, seuls 50% des déchets nucléaires civils produits dans le monde sont retraités, les autres étant stockés directement (an 2000). En revanche, les récents accords américano-russes concernant le retraitement des déchets nucléaires militaires ouvrent potentiellement un marché énorme pour le retraitement et le stockage de ces déchets aux caractéristiques très différentes (composition isotopique, pureté…) de celles des déchets civils. L’Union Européenne est engagée dans un programme d’aide et de développement en partenariat industriel avec l’ex-URSS à ce sujet. L’usine de La Hague effectue les opérations de retraitement et est aussi un site de stockage, plein depuis quelques années. Le site de Soulaines, dans l’Aube, a donc été ouvert par l’ANDRA. L’usine de retraitement de Marcoule est fermée (en cours de démantèlement depuis 1998). Les déchets C sont essentiellement entreposés (et non stockés) en piscine dans les centrales, ou pour certains dans des puits à sec. Actuellement, il n’existe pas de site de stockage définitif des déchets C en France. En ce qui concerne la question des déchets étrangers retraités en France, la loi de 1991 spécifie clairement que les déchets en provenance des pays étrangers et prévus pour un retraitement doivent être intégralement retournés aux pays producteurs (U et Pu séparés et reconditionnés sous forme de MOX et déchets générés par ces opérations de retraitement) dans un temps compatible avec les opérations industrielles de retraitement. En d’autres termes, une fois le combustible étranger retraité (ce qui peut prendre entre 1 an et demi et 5 ans environ, selon le type de combustible), le pays producteur ne peut pas s’opposer au rapatriement du combustible retraité et des déchets. Cependant, dans la pratique, des problèmes politiques viennent parfois se greffer sur ces questions de contrats industriels et, de fait, la France se trouve aujourd’hui en possession de Pu retraité, appartenant à des pays étrangers, et qui tarde à rejoindre sa patrie d’origine. Photos recommandées : « transport d’emballages », nom fichier : T9a.jpg « terminal ferroviaire », nom fichier : T9b.jpg « déchargement de bateau » nom fichier : T9c.jpg Les déchets issus du retraitement de combustibles étrangers sont intégralement retournés aux pays producteurs. Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T9

10 Les étapes du retraitement
Le combustible usé issu des centrales nucléaires contient encore de l’uranium utilisable et d’autres éléments radioactifs utiles (Pu) ou inutiles (Cm, Am, produits de fission …) Le combustible usé est d’abord conservé en piscine plusieurs mois pour être refroidi. Le retraitement du combustible usé permet de récupérer U et Pu, de trier et classer le reste. U et Pu sont recyclés dans les centrales nucléaires. Les déchets finaux sont stockés. Le retraitement se justifie car il permet de récupérer le 235U qui n’a pas été brûlé lors de son premier passage en réacteur. On recycle également certains isotopes de Pu créés lors de l’irradiation du combustible et qui se révèlent de bien meilleurs « carburants » que l’uranium lui-même. Pour situer les idées, le recyclage permet d’augmenter la quantité d’énergie produite par tonne de minerai brut extrait d’un facteur 70 environ. Le nouveau combustible, contenant à la fois U et Pu est appelé MOX (Mélange d’OXydes). De nombreuses centrales nucléaires françaises sont capables de consommer soit du combustible classique (U seul), soit du MOX. Cependant, même l’opération de recyclage conduit à des déchets ultimes, qui doivent être stockés. Photos recommandées : « stockage en piscine de combustible usé MOX », nom fichier : T10a.jpg « télémanipulation », nom fichier : T10b.tif « colonnes de l’atelier du conditionnement du plutonium  », nom fichier : T10c.tif Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T10

11 ANDRA Agence Nationale pour la gestion des Déchets RAdioactifs
Mission industrielle : gestion des déchets de tous les producteurs Mission de recherche : futurs sites, devenir des colis et toutes les options du stockage Mission d’information : publication de rapports, cartes, états des lieux... L’ANDRA effectue une surveillance et assure la décontamination des sites anciens ou «oubliés» et redécouverts : industrie horlogère, laboratoires des Joliot-Curie ... L’ANDRA est le partenaire institutionnel incontournable pour tout ce qui concerne la gestion des déchets radioactifs en France. Ses missions principales sont bien définies. On peut se référer à son site WEB, très bien fait, qui permet de se procurer tous les documents qu’il édite : Photos recommandées : « coulée de verre pour vitrification », nom fichier : T11a.jpg « hall d’entreposage de vitrifiés », nom de fichier : T11b.tif ou T11c.tif « stockage des déchets : résines contaminées », nom de fichier : T11d.jpg « stockage des déchets et mise en fut », nom de fichier : T11e.jpg « manutention des fûts de béton », nom de fichier : T11f.jpg « contrôle de radioactivité de fûts de stockage », nom de fichier : T11g.jpg « coupe schématique d’une alvéole », nom de fichier : T11h.psd « stockage de fûts métalliques dans une alvéole », nom de fichier : T11i.jpg « stockage en tumulus : vue aérienne », nom de fichier : T11j.jpg « vue aérienne de la couverture du centre de la Manche, 1997 », nom de fichier : T11k.jpg Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T11

12 Une option nouvelle: la transmutation
Principe : bombarder avec des neutrons les noyaux radioactifs jugés trop dangereux à long terme pour les transmuter en des noyaux stables ou dont la radioactivité sera effective moins longtemps. 99Tc (2 105 ans) + n° Tc(15,8s) Ru (stable) Cette option est à l’étude dans de nombreux pays : Russie, USA, Japon et France Elle s’accompagnera vraisemblablement d’une profonde modification de l’ensemble du cycle (nouveaux réacteurs, changement du combustible…) Il est important de comprendre qu’en règle générale, la transmutation ne conduit pas à une suppression totale de la radioactivité mais à une réduction de sa durée (période), cette réduction étant plus ou moins importante selon l’élément radioactif de départ. L’exemple de la transmutation de 99Tc, présent dans les déchets issus des centrales nucléaires, est un cas tout à fait remarquable des potentialités de la transmutation car, avec 99Tc, on aboutit très rapidement à un élément stable dès lors que la capture neutronique a eu lieu. La réaction complète a été légèrement simplifiée : l’état 100Ru* qui précède l’état stable et les g prompts émis lors de la désintégration de 100Tc n’ont pas été indiqués. Pour l’instant, de très nombreuses études, tant fondamentales qu’appliquées, sont menées par plusieurs pays, visant à cerner la faisabilité industrielle du procédé, les coûts financiers et les gains (en terme de radiotoxicité) qui en découleraient. On est encore très loin d’un prototype industriel. Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T12

13 La transmutation n’est pas si simple
Il faut transmuter seulement les isotopes de vie longue non recyclables : séparation chimique puis séparation isotopique : opération difficile Np, Am, Cm car très radiotoxiques Tc car un seul isotope MAIS : Cm est très radioactif, délicat à manipuler la séparation chimique du Cm n’est pas complète choix Bien que sur le papier l’idée soit très séduisante, il n’en reste pas moins que la transmutation est délicate à mettre en œuvre. Si la transmutation (c’est-à-dire la transformation chimique) d’un élément en un autre s’applique à tout élément bombardé par des neutrons, elle conduit dans certains cas à un élément plus dangereux que l’élément de départ. La transmutation ne peut donc pas s’appliquer « en bloc » à l’ensemble du combustible. Deux exemples permettent d’appréhender la difficulté inhérente à la transmutation. Exemple 1 : dans le combustible usé, l’élément Cs est présent sous divers isotopes qui ont chacun leur période. Ce sont 134Cs (2,1 ans), 137Cs (30 ans), 135Cs (2,3 millions d ’années) et 133Cs (stable). Il est totalement inutile de chercher à transmuter 133Cs puisqu’il n’est pas radioactif, d’autant plus que sa transmutation conduit à 135Cs, radioactif et de très longue période. De même, l’effort pour transmuter 134Cs et 137Cs est trop grand, comparé à leur courte période : il vaut mieux attendre que ces éléments décroissent naturellement. Ainsi, la tendance actuelle pour le césium serait plutôt à une séparation chimique puis à un stockage direct, sans transmutation. Exemple 2 : l’élément Np n’est produit que sous un seul isotope 237Np (2,1 millions d’années), que l’on sait très bien extraire chimiquement du combustible. C’est donc un candidat « idéal » (dangereux, facile à séparer) pour la transmutation. Malheureusement, 237Np est aussi produit par désintégration naturelle de 241Am, qui se trouve également dans le combustible. Si l’on veut transmuter 237Np, il faut donc également s’occuper de 241Am. Ainsi, un ensemble de raisons, basées sur des considérations physiques et chimiques, ont conduit à une liste restreinte d’éléments candidats à la transmutation : Np, Am, Cm, et Tc pour leur dangerosité, leurs tonnages et leur relative facilité d’extraction/séparation isotopique en vue de la transmutation. En conclusion, la transmutation, si elle est mise en œuvre, laissera malgré tout des déchets ultimes qu’il faudra stocker. Cependant, la quantité de déchets et leur dangerosité globale seront très nettement diminuées par rapport à l’option sans transmutation. Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T13

14 Devenir des sites de stockage
Ce graphe présente l’évolution de la dangerosité d’un site de stockage (en unité arbitraire) pour deux scénarios choisis parmi tous ceux envisageables : stockage direct (donc sans retraitement ni transmutation) et stockage après retraitement et transmutation (option recyclage de 99,9% du Pu et transmutation de 99% de Np+Am+Cm). La dangerosité de l’uranium naturel est également présentée (trait horizontal bleu), pour comparaison. Dans le cas du stockage direct, le site ne retrouvera sa dangerosité initiale (radioactivité moyenne de la croûte terrestre) qu’au bout d’un million d’années (la courbe rouge coupe la courbe bleue). Pour l’option transmutation en revanche, il la retrouvera au bout de ans seulement (la courbe verte coupe la courbe bleue). Bien que ces durées soient très supérieures à l’espérance de vie humaine, leur différence a une importance fondamentale : on peut en effet raisonnablement assurer l’intégrité des barrières de confinement technologiques des sites de stockage sur ans (fûts, bétons, ouvrages d’art…), mais au bout de ce temps, les barrières technologiques seront dégradées. Pour l’option transmutation, cela ne pose pas de problème car les déchets ne seront plus dangereux. En revanche, s’il faut attendre un million d’années pour que les déchets ne soient plus dangereux (stockage direct), même la stabilité des barrières naturelles des sites de stockage n’est pas certaine et le site risque alors de laisser échapper des déchets encore dangereux. Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T14

15 Quelques fausses bonnes idées
Envoyer les déchets dans l’espace Pour la France (1200t déchargées par an), à raison de 10t utiles (Ariane V) Un lancement tous les trois jours… et 100% de réussite ! Enfouir les déchets dans les fonds océaniques Conférences de Londres, Tokyo, Rio… C’est INTERDIT ! Ces deux « solutions » étant très souvent proposées par le grand public, il convient d’en parler. Dans le cas d’un envoi dans l’espace, un dépôt sur la Lune ou sur Mars serait inadéquat : en effet, le développement prévisible de l’exploration spatiale dans le système solaire conduira probablement à utiliser ces deux planètes comme bases de lancement ou zones de transit pour des humains. Il convient donc de ne pas les rendre encore plus inhospitalières qu’elles ne le sont. En outre, l’espace est une zone franche démilitarisée, selon toutes les conventions internationales. Il est donc formellement interdit par de nombreux traités d’y envoyer inconsidérément des déchets. La seule solution consisterait donc à envoyer les déchets sur le soleil. Ils pourraient ainsi servir de carburant à notre étoile, ce qui les détruirait totalement sans pour autant modifier de façon significative son fonctionnement thermonucléaire, vu les quantités. Cependant, un rapide calcul de faisabilité montre clairement que cette solution est totalement impossible à mettre en œuvre (un lancement tous les trois jours) et ce même si seuls les déchets C étaient envoyés (un lancement toutes les 3 semaines environ). Note : pour ce calcul estimatif, on a considéré qu’Ariane V pourrait transporter 10 t vers le soleil, ce qui, au vu des capacités actuelles, est plutôt optimiste. Pour ce qui est d’un enfouissement dans les zones stables des fonds sous-marins, quoique cette solution semble être recevable d’un point de vue écologique et technique, tous les traités internationaux interdisent formellement cette solution. Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T15

16 Conclusion Quelle que soit l’option retenue (retraitement ou non), on n’échappe pas à la présence de déchets et donc à la nécessité de leur stockage. La nature et les quantités de déchets générés dépendent de l’option choisie (stockage direct, retraitement, transmutation…). La loi de 1991 impose aux organismes de recherche des études dans ce domaine : le Parlement examinera les résultats de ces travaux en 2006. La mise en œuvre de centrales nucléaires civiles a placé l’humanité face à un problème complexe et à très long terme. Il ne suffira pas d’arrêter la fabrication et l’exploitation des centrales déjà existantes pour le régler car les déchets existent déjà. Il va donc falloir s’en occuper, que la poursuite de l’exploitation des centrales existantes soit ou non décidée. De très nombreuses études sont en cours sur ces questions, qui laissent espérer que la gestion des déchets nucléaires, quoique délicate et complexe, n’est pas un problème insurmontable. En France, l’Assemblée Nationale statuera en 2006 sur la suite à donner aux études menées, ainsi que sur les diverses questions politiques liées à la gestion des déchets nucléaires. Le Japon a adopté une procédure équivalente, avec un dépôt de conclusions scientifiques auprès du Parlement japonais en l’an Celui-ci a reconduit un ensemble de thèmes de recherches et a autorisé la construction d’un site de stockage souterrain (au nord de Tokyo, près de la mer) qui devrait entrer en service en 2030. Isabelle Billard - IReS (IN2P3-CNRS Université de Strasbourg) - T16