thumb|Les déchets de haute activité et à vie longue (HAVL) sont les déchets ultimes les plus dangereux de l'énergie nucléaire.
Les déchets radioactifs générés par la production française d'électricité d'origine nucléaire en France comprennent essentiellement les déchets provenant de la fission de l'uranium (et plus généralement la fission des atomes lourds). Ces déchets représentent près de 90 % de l'ensemble des déchets radioactifs produits en FranceLa quantité de déchets produits diffère assez peu d'un pays à l'autre rapporté à l'énergie produite lorsque l'énergie nucléaire sert à produire de l'électricité...
Liste des déchets On distingue plusieurs grands groupes de déchets générés par la production d'électricité d'origine nucléaire : les déchets résultants directement du procédé de fission de l'atome proprement dit (dits aussi déchets de type C) ; les déchets technologiques liés au procédé de fission de l'atome (dits aussi déchets de type B) ; les autres déchets d'origine diverses (dits aussi déchets de type A): les déchets provenant de l'exploitation des mines d'uraniumVoir l'article : Déchets radioactifs ; les déchets provenant du raffinage, de la conversion et de l'enrichissement de l'uranium ; les rejets radioactifs liquides et gazeux dans les installations nucléaires en fonctionnement normal ; les rejets radioactifs accidentels liquides ou gazeux ; les sols contaminés par des rejets liquides accidentels ; les déchets produits par les installations de recherche et développement de l'industrie nucléaire.
La gestion des déchets radioactifs en France est du ressort de l'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA).
Les quantités (masses et volumes) données ci-après correspondent à une utilisation nominale et à pleine efficacité du parc des électrogènes français pour une production annuelle de environSite d'EdF. Elles sont l'enveloppe des quantités réelles constatées chaque année. Le mode de traitement des déchets est celui mis en œuvre actuellement qui a pu évoluer dans certains cas par rapport à une situation antérieure.
Déchets résultants directement de la fission des atomes On appelle aussi ces déchets déchets de type C. Ce sont des déchets de haute activité et à vie longue (HAVL)Les déchets HAVL dont l'activité est supérieure à un GBq/g.
La réaction nucléaire de fission de l'atome d' en chaîne génère : d'une part, et principalement, les produits de fission (PF) (les « cendres » de la fission nucléaire) qui constituent à la fois la partie principale et la plus dangereuse des déchets du procédé ; d'autre part, et en quantité nettement moindre, un certain nombre d' « atomes lourds » non fissionnésLes « atomes lourds » non fissionnés sont formés dans les réacteurs par capture de neutrons par les atomes lourds qui s'y trouvent - les fissions « ratées » en quelque sorte. qu'on appelle les actinides mineursCes actinides sont dits mineurs car d'une part, ils existent en quantité nettement moindre que l'uranium et le plutonium (les actinides majeurs) et, d'autre part, on ne sait pas les valoriser en l'état actuel des techniques (des recherches sont conduites sur le sujet)..
Les déchets C rassemblent 99,5 % de l'activité alpha et près de 97,5 % de l'activité bêta et gamma de l'ensemble des déchets radioactifs générés par la production d'électricité. Ils dégagent de la chaleurChaleur dégagée par les déchets
En France, la quantité des déchets radioactifs « de procédé » - pour la production d'électricité - est la suivante : produits de fission (PF) : quantité nette = par an (/an/habitant) ; actinides mineurs (AMin) : quantité nette = par an (/an/habitant).
À l'usine de retraitement, le combustible est dissous dans l'acide nitrique ; les tubes en zirconium et les embouts en acier inoxydable sont séparés ; les insolubles sont séparés par centrifugation ; l'uranium et le plutonium sont extraitsProcédé PUREX. À l'issue, l'ensemble des PF (y compris les PF stables, non radioactifs) et les AMin se trouvent mélangés par le procédé (actuel) de conditionnement. Ils sont ensuite desséchés et calcinés à l'état d'oxydes pour la plupart, mélangés à de la fritte de verre (du verre pilé) et fusionnés (procédé de vitrification). Le verre fondu est ensuite coulé dans un conteneur standard (CSD-V) en acier inoxydable réfractairePrésentation d'un conteneur standard. Une fois conditionnés dans la matrice vitreuse et emballés en conteneur étanche en vue du stockage géologique, la masse et le volume de PF et AMin produite (fonction des performances du procédé de vitrification et la taille des emballages), conteneur en acier inclus, est grossièrement cinq fois supérieure. La technique du « creuset froid » mis en œuvre récemment a permis d'augmenter la proportion de déchets calcifiés mélangé à la matrice de verre. La densité moyenne du colis destiné au stockage géologique est voisine de trois.
Soit donc : masse de PF + AMin (conditionnés en vue du stockage) = par an (/an/habitant) ; volume PF + AMin (conditionnés en vue du stockage) = /an; (soit donc /an /habitant = 0,19 centilitre/an/habitant).
Cette estimation est majorante et d’autres évaluations donnent plutôt /an/habitant ou /an/habitantVoir l'article : Déchet de haute activité et à vie longue, conditionnement et emballage compris. Toutefois, les ordres de grandeur sont voisins. Au près, les estimations ci-dessus restent les mêmes quel que soit le cycle du combustible mis en œuvre, par exemple si le combustible utilisé est du MOX.
Pour une même quantité d'énergie électrique produite, même si des progrès technologiques (augmentation du rendement thermodynamique des réacteurs ; optimisation du cycle du combustible ; optimisation du conditionnement (augmentation de la teneur en déchet du verre); valorisation de certains déchets; transmutation des déchets en corps stables) sont possibles pour réduire un peu les quantités ci-dessus, les quantités de déchets du procédé strictement dit ne peuvent être significativement réduites; les quantités « conditionnées emballées » peuvent sans doute l'être davantage mais sans doute pas au-delà d'un facteur deux par rapport aux quantités actuellement produites.
Masse des produits de fission (PF) La quantité de PF produite par la totalité des 58 réacteurs électrogènes français peut être estimée de façon majorante de façon très simple : d'atomes lourds fissionnés (majoritairement de l'uranium 235) représente 1 MWjour de chaleur produiteVoir l'article: Fission nucléaireCette évaluation globale majorante ne tient pas compte des corps gazeux formés par fission qui se trouvent séparés du reste des PF dans le cours du procédé de retraitement et qui viennent en déduction de la masse des PF destinés aux déchets : essentiellement les kryptons 84 (0,5 % des atomes initialement formés par fission), 85 (radioactif) (0,7 %) et 86 (1,0 %), les isotopes stables du xénon (131 (1,5 %), 132 (2,2 %), 134 (3,6 %) et 136 (3,2 %)) (le xénon 133 radioactif de période 5,243 jours ayant disparu sous forme de césium 133 stable et solide à l'état oxyde) - soit un total de 12,7 % des atomes initialement formés par fission, non négligeable -, l'hélium et le tritium soit pour 58 (tranches) x 1088,45 (MWélectrique en moyenne par tranche)Voir l'article : Liste des réacteurs nucléaires en France x 3 (rendement thermodynamique = 0,33)Le rendement thermodynamique moyen est proche de 33,6 % x 340 (jours/an de fonctionnement)Soit une production annuelle de 437,9 TWhélectrique enveloppe des 410 TWhélectrique constatésL'hypothèse de 340 jours de fonctionnement à pleine puissance par an est majorante de la réalité ; il conviendrait de prendre en compte un facteur de charge complémentaire de 85 % à 90 % pour mieux cerner la réalité constatée = MWj soit donc d'atomes lourds fissionnés, ce qui fait de produits de fission par an Le défaut de masse correspondant à la puissance thermique produite soit 61,9 kg est bien entendu négligé dans ce calcul(soit donc une valeur voisine de /an/habitant).
Masse des actinides mineurs (AMin) Les actinides mineurs représentent de façon enveloppe 3,5 %3,5 % constitue une valeur clairement majorante du rapport entre la masse d'AMin et la masse de PF produits, suivant les taux de combustion et les cycles du combustible mis en œuvre dont notamment l'utilisation du MOX de la masse des PF produits, soit donc quantité nette = 0,035 * 70,2 = par an = /an/habitant.
Déchets « technologiques » directement liés au procédé de fission Ces déchets, appelés aussi déchets de type B, sont généralement assez fortement radioactifs. Ce sont des déchets de moyenne activité et à vie longue (MA-VL) dont l'activité est supérieure à 1 MBq/g et inférieure à 1 GBq/g.
Il s'agit des structures métalliques constitutives des assemblages combustibles. Ces structures sont activées par le fait qu'elles se trouvent en fonctionnement à l'intérieur du cœur du réacteur ou à son voisinage direct, donc dans un flux neutronique très intense.
Ce sont, principalement : les tubes en zirconium (les gaines des crayons combustibles), dans lesquels se trouve le combustible, les grilles de maintien des crayons, en zirconium avec ressort en inconel 718. les tubes guide des absorbants de contrôle en zirconium. les pieds et tête des éléments combustibles, en acier inoxydable bas cobalt.
En outre se retrouvent au rebut les grappes d'absorbants neutroniques et les sources neutroniques qui font l'objet d'un traitement particulier.
Les principaux produits d'activation à moyenne ou longue périodeLes produits d'activation à vie très courte (période < 100 jours) qui disparaissent rapidement après l'arrêt du fonctionnement du réacteur et ne se retrouvent pas dans les déchets conditionnés en vue du stockage à long terme ne sont pas mentionnés dans cette énumération sont : Le zirconium, usuellement considéré comme "blanc aux neutrons", présente malgré tout une section efficace de capture en neutrons thermiques conduisant à la formation, à partir du zirconium 92 (abondance naturelle = 17,15 %), de zirconium 93 émetteur bêta d'une période de 1,53 million d'annéesL'activité du zirconium irradié reste cependant modérée compte tenu de la période très grande du zirconium 93. La quantité de zirconium 93 formée par activation (n, γ) des gaines est de 5 % du zirconium 93 total formé pour l'essentiel par fission. Le nickel 58 (abondance naturelle = 68,0769 %) et le nickel 62 (abondance naturelle = 3,59 %) présents dans l'inconel 718 et l'acier inoxydable s'activent en donnant respectivement du nickel 59 (période ans) et du nickel 63 (période 100,1 ans) Le fer 54 (abondance naturelle = 5,845 %) présent dans l'acier inoxydable et l'Inconel 718 s'active en donnant du fer 55 (période 2,73 ans) Le cobalt présent en faible quantité dans l'acier inoxydable utilisé dans les assemblages combustible s'active en donnant le cobalt 60 (période 5,2714 ans). Le molybdène 92 (abondance naturelle = 14,84 %) présent dans l'acier inoxydable et l'Inconel 718 s'active un peu en donnant du molybdène 93 (période ans) Le chrome 53 présent dans les aciers inoxydable et l'inconel 718 s'active en donnant du manganèse 54 (période 312,1 jours) Le niobium présent dans l'Inconel 718 et dans certains inox s'active un peu en donnant du niobium 94 (période ans)
L'acide nitrique utilisé à l'usine de La Hague dissout le combustible et la majorité des PF après passage des éléments combustibles dans la cisaille de tête de l'usine (qui n'est rien d'autre qu'un gros «hache paille»). Le zirconium des « coques » — morceaux des tubes de zirconium cisaillés, dont l'allure typique est celle d'un macaroni mal coupé — et l'acier inoxydable des « embouts » se trouvent ainsi séparés des PF et des atomes non fissionnés restant.