Gestion des déchets
Des déchets radioactifs sont produits à toutes les étapes de l’exploitation du
combustible nucléaire : une partie de ces déchets provient de l’extraction de
l’uranium et la fabrication de combustible nucléaire, mais la majorité provient
de l’utilisation de ce combustible (on parle alors de combustible nucléaire
usé). Il est donc nécessaire d’isoler ces matières de façon à rendre négligeable
leur apport de radionucléides (éléments radioactifs) à l’environnement (World
Nuclear Association, 2025, paragr. 2, 16).
Avant certaines formes de stockage ou d’entreposage, le conditionnement des
déchets radioactifs est nécessaire. Ce terme regroupe les procédés qui
transforment ces déchets sous une forme sécuritaire et qui rendent propres leur
manipulation, leur transport et leur entreposage. Des formes communes de
conditionnement sont l’encastrement des déchets de faible à moyenne activité
dans le ciment, ou encore la vitrification des déchets de haute activité (World
Nuclear Association, 2025, paragr.31). La vitrification consiste à incorporer
les déchets de haute activité sous forme de granules dans une matrice de verre
spécialisé, appelé verre borosilicate. Le mélange est ensuite versé et refroidi
dans des contenants d’acier, qui garantissent la stabilité de l’ensemble pour
des milliers d’années (World Nuclear Association, 2024, paragr.19-21) Ce dernier
procédé est notamment adopté par la France et lui permet de conditionner les
déchets qui représentent 99% de la radioactivité générée (Méplan et Nuttin,
2006, p.12).
Dans le contexte actuel, pour l’écrasante majorité du volume de déchets produits
(de faible activité et de moyenne activité à courte durée), ceux-ci sont envoyés
dans des sites de stockage de surface, relâchés dans l’océan ou libérés dans
l’atmosphère. Ces deux derniers procédés sont minutieusement contrôlés afin de
limiter la radioactivité dispersée (comme en retardant le relâchement), d’autant
plus que le volume et la nature des déchets relâchés représentent un risque
négligeable pour la santé humaine (World Nuclear Association, 2025,
paragr.34-36). L’entreposage des déchets de moyenne activité à longue durée et
de ceux de haute activité nécessite des infrastructures plus complexes. En
effet, l’entreposage des déchets se veut temporaire (même à long terme) et
implique un certain niveau de maintenance du site. Même dans l’éventualité de
l’arrêt de la maintenance de ces sites, les déchets doivent avoir été
conditionnés pour leur assurer une stabilité maximale (Méplan et Nuttin, 2006,
p.13). Pour disposer du combustible usé (haute activité) de façon transitoire,
on peut distinguer les piscines d’entreposage et l’entreposage sec. Ce premier
type de site, rempli d’eau, permet de refroidir continuellement le combustible
usé (dont la radioactivité génère de la chaleur) et d’atténuer son rayonnement.
Après un refroidissement suffisant, il est typiquement transféré vers un
entreposage sec, où des contenants en acier, un blindage en béton et la
circulation de l’air permettent de recréer ces conditions. Souvent, des piscines
de refroidissement annexées aux centrales sont conçues pour entreposer tout le
combustible utilisé dans sa durée de vie (World Nuclear Association, 2025,
paragr.38-40).
Stockage (géologique profond)
Malgré l’existence de ces techniques d’entreposage, les pays exploitant l’ÉNC
ont intérêt à investir dans le développement du stockage géologique profond, qui
rendrait encore plus sécuritaire la disposition du combustible usé. Même si, à
la base, le stockage a une vocation permanente (i.e. stabilité pendant des
dizaines de milliers d’années sans intervention), la loi de pays comme la France
ou le Canada exige que ce procédé soit réversible, puisque l’uranium contenu
dans ces déchets représente une ressource potentiellement réutilisable (World
Nuclear Association, 2025, paragr.43, Méplan et Nuttin, 2006, p.13). À ce jour,
seuls les États-Unis ont implémenté un prototype de stockage géologique profond,
ce dernier servant à disposer de déchets nucléaires militaires (World Nuclear
Association, 2025, paragr.37). Cette forme de stockage privilégiée doit
respecter certains critères. Les déchets doivent d’abord être stabilisés dans
une matrice insoluble avant d’être chargés dans des contenants résistant à la
corrosion. Il peut s’agir d’une vitrification, comme expliqué précédemment, mais
l’oxyde d’uranium (qui forme la majorité du combustible) est déjà sous une forme
assez stable. Par la suite, le dépôt de ses contenants dans un site profond
permet de les isoler de l’environnement en cas de relâchement. Enfin, une
formation géologique stable est choisie pour éviter la dispersion des déchets
par l’action des eaux souterraines (World Nuclear Association, 2025, paragr.44).