Commission Schellenberger : Philippe Knoche, PDG d’Orano

Commission d’enquête visant à établir les raisons de la perte de souveraineté et d’indépendance énergétique de la France- Commission Schellenberger

Sur Orano :  Plusieurs pays, dont le Royaume-Uni, ont perdu leurs compétences en matière de recyclage. Je suis donc extrêmement fier des équipes du nucléaire français, d’Orano en particulier, qui portent ces technologies. Elles ont besoin de visibilité et d’anticipation, car les industriels s’accommodent mal des stratégies de stop & go ou clignotantes. Nous sommes résilients aux crises, qu’il s’agisse de la crise Covid-19 – nous produisions alors à 80/90 % de notre capacité – ou du drame de la guerre en Ukraine. De véritables forces existent dans l’industrie nucléaire française, en particulier du côté de ces équipes, et ce malgré le désert que nous avons traversé.

Sur l’abandon d’Astrid et le futur des réactuers neutrons rapides : un decéiosn résultant des choix politiques, pas scientifiques

Sur la forme, nous avons effectivement été associés à cette prise de décision. Sur le fond, j’y ai été associé dans des conditions qu’il convient de préciser. À l’époque, Areva sortait de restructuration. L’entreprise n’était pas réellement financeur du programme Astrid, ou seulement de manière marginale, et ce sont surtout des équipes du CEA et d’Areva – aujourd’hui passées chez Framatome – qui travaillaient sur le sujet. Dès lors que l’État a annoncé de fortes réductions des budgets du CEA, et dès lors qu’EDF a annoncé ne pas pouvoir financer au niveau souhaitable en raison de contraintes financières découlant du mécanisme d’accès régulé à l’électricité nucléaire historique (ARENH), il était impossible pour Areva – puis Framatome et Orano – de financer ces recherches et développements, étant entendu que nous étions nous-mêmes sous pression économique. Toute traversée du désert vous confronte à des choix. En l’absence de carburant, il convient d’abandonner certains véhicules en se concentrant sur les autres : c’est le choix qui a été opéré.

Néanmoins, cela n’enlève rien à l’avantage des réacteurs rapides dans la gestion du cycle nucléaire. Nous avons simplement dû procéder, sous contrainte budgétaire, à des arbitrages en termes de recherche et développement (R&D).

Aujourd’hui, plusieurs sortes de réacteurs rapides existent, avec des maturités technologiques et des enjeux extrêmement différents. L’avancement technologique sur les réacteurs à sodium, dont la France a été leader mondial, est tout à fait différent de ce que l’on observe sur les autres types de réacteurs. Près de cinquante start-up dans le monde – notamment aux États-Unis – travaillent sur les réacteurs avancés, dont dix qui ont été sélectionnées et cinq que nous fournissons et qui sont aidées par le gouvernement américain, ce soutien consistant à favoriser l’émergence de plusieurs entreprises de conception de réacteurs. Nous fournissons également deux start-up sélectionnées et financées à hauteur de plusieurs milliards de dollars pour construire leur premier prototype. L’un d’eux est un réacteur au sodium, élaboré par l’entreprise TerraPower de Bill Gates, qui développe également un autre réacteur rapide à sels fondus, alimenté par du combustible liquide, qui ne présente absolument pas le même degré de maturité technologique – il n’en a jusqu’ici existé qu’un seul fonctionnel durant trois ans.

Sur les SMR à combustible très enrichis : pas assez d’investissements, l’Europe à la traine

M. le président Raphaël Schellenberger. Dans le débat public, la discussion autour des SMR élude la question du combustible et de son niveau d’enrichissement. Certains projets reposent sur des niveaux d’enrichissement non usuels et particulièrement élevés au regard de la réglementation. Comment appréhendez-vous cet enjeu ?

 

M. Philippe Knoche. Les réacteurs précités peuvent utiliser des combustibles enrichis jusqu’à 20 % en uranium, contre 5 % pour le combustible classique. Ces réacteurs présentent l’avantage de fonctionner beaucoup plus longtemps sans besoin de recharge et/ou d’être beaucoup plus compacts.

 

Il s’agit d’un horizon complet d’innovation que les États-Unis ont cherché à atteindre en levant ce seuil de 5 % qu’ils avaient eux-mêmes imposé de manière informelle depuis plusieurs décennies. En termes d’enrichissement, le passage de 5 à 20 % ne requiert par d’autres technologies que celles déjà utilisées pour le passage de 0,7 à 5 %. Les usines doivent être adaptées, mais sans rupture technologique. Des installations dédiées sont à prévoir pour l’entreposage, le transport et la déconversion, pour lesquelles les barrières technologiques ont toujours été maîtrisées ; si certaines installations ont été arrêtées depuis vingt ans et ont été détruites, nous disposons toujours des procédés.

 

Le marché n’existe pas actuellement, mais les matières enrichies à 20 %, uniquement d’approvisionnement russe, alimentent des réacteurs de recherche, des réacteurs à but médical ou des prototypes de réacteurs avancés, qui cherchent désormais de nouvelles sources d’approvisionnement. Si les États-Unis ont dégagé un budget de 700 millions de dollars sur ce type de sujet, aucun fonds dédié n’existe au titre de France 2030, qui se concentre sur la conception de réacteurs et non sur le cycle associé. Pour notre part, nous avons publiquement indiqué que nous travaillions sur des combustibles commerciaux enrichis à 6, 7 ou 8 %, sachant que certains clients pourraient vouloir allonger les cycles des réacteurs existants, ainsi que sur des combustibles enrichis jusqu’à 20 %, de manière à soutenir les réacteurs de recherche.

 

M. le président Raphaël Schellenberger. Avec vos installations d’envergure industrielle, jusqu’à quel niveau êtes-vous autorisés à enrichir l’uranium ?

 

M. Philippe Knoche. Nous enrichissons jusqu’à 5 %, mais seules de faibles modifications sont nécessaires pour passer à 6 %, tandis que le cadre réglementaire est relativement adapté à 8 %. Nous devons en revanche soumettre des dossiers aux autorités compétentes en fonction des pays.

 

George Besse = trois centrales nucléaire de plus !

M. le président Raphaël Schellenberger. Vous avez réalisé un important investissement industriel en fermant l’usine Eurodif et en ouvrant l’usine Georges-Besse II. Un chiffre m’a particulièrement marqué : vous êtes passés d’un besoin de puissance de 2 500 mégawatts pour la première à 50 mégawatts pour la seconde. Autrement dit, Orano a rendu l’équivalent de trois tranches nucléaires au réseau national. Pouvez-vous préciser à quelle date est intervenu ce changement ?

M. Philippe Knoche. l’arrêt d’Eurodif – intervenu en 2010, 2011 ou 2012 – fut particulièrement visible à l’époque. En revanche, je confirme que ce changement n’est pas anodin par rapport à l’analyse de la demande, de même qu’il n’est pas anodin en termes géographiques, dans la mesure où le sud-est est très demandeur de génération électrique. À ma connaissance, EDF et RTE étaient tout à fait intéressés de récupérer cette production électrique. J’ignore toutefois comment cette nouvelle donne a été prise en compte dans les simulations d’évolution de la consommation, puisque je ne travaillais pas sur ces sujets à ce moment. Quoi qu’il en soit, il est vrai que l’évolution technologique entre les deux usines est tout bonnement incroyable. Pour prendre une image parlante, Orano intervient généralement sur des objets aussi technologiques qu’une Formule 1 électrique et aussi grands qu’une cathédrale. Dans le cas présent, nous sommes passés d’une technologie à dimension de cathédrale à une technologie très modulaire, très numérisée et très économe en énergie.

M. le président Raphaël Schellenberger. C’est comme si nous avions construit, en 2012, trois tranches nucléaires de 900 gigawatts dans le parc national. Or cela n’a pas été pris en compte dans l’évolution des scénarios, ce qui peut masquer certaines réalités de construction de ces scénarios.

M. Philippe Knoche. De manière générale, les systèmes complexes sont difficiles à vulgariser, et l’on préfère parfois se focaliser sur quelques symboles, alors que la réalité est souvent plus complexe et doit être présentée dans la nuance. À nous de l’expliquer.

Sur l’approche intégrée et les forges du Creusot et l’EPR d’Olkiluoto

L’approche stratégique One-Stop Shop est la capacité à vendre à la fois de l’uranium, du combustible et des réacteurs. Si Areva a été démantelé pour des raisons d’exécution et de mise en œuvre, le producteur d’uranium canadien Cameco a récemment racheté la société américaine Westinghouse, tandis que les Russes ont toujours vendu des réacteurs avec le combustible et les matières associés. Inversement, les Britanniques ont échoué. Il s’agit bien d’une question de mise en œuvre et de capacité, pour une entreprise, à délivrer ce qu’elle a promis. Celle-ci est indépendante de la question relative à la fabrication de cuves, qui induit des enjeux de savoir-faire industriel et de mise à niveau.

 

J’ai dû gérer la situation du Creusot, qui était confronté à l’évolution de la réglementation et du savoir-faire industriel. Nous avons été les premiers à souligner que nos forges n’appliquaient pas les meilleures techniques industrielles du moment. Depuis, de grands forgerons mondiaux ont admis ne pas maîtriser ce type d’opérations aussi bien qu’espéré. Désormais, grâce aux investissements réalisés au Creusot et bien décrits par Bernard Fontana, Framatome a le savoir-faire industriel, maîtrise ces opérations et dispose d’outils industriels complètement rénovés, sachant qu’ils n’avaient pas été renouvelés depuis la construction du parc

 

Professionnellement, il fut très traumatisant de construire dans ces conditions : design inachevé, Supply Chain et base technologique et industrielle qui n’avaient pas été à la même phase de la construction depuis vingt ans, compétences perdues, construction à l’international sans construction préalable en France, etc. Tous les critères de dysfonctionnement étaient réunis. Néanmoins, notre concurrent américain a rencontré des difficultés encore plus grandes. La France ne doit donc pas "jeter le bébé avec l’eau du bain". L’EPR est un produit construit pour soixante ans, reconnu extrêmement sûr par les autorités de sûreté, et même s’il n’est pas le seul réacteur capable de répondre à la demande, les équipes qui ont traversé le désert en construisant le réacteur méritent le respect.

 

M. Antoine Armand, rapporteur. Vous ne partagez donc pas l’avis de M. Proglio selon lequel l’EPR serait inconstructible.

 

M. Philippe Knoche. L’EPR est constructible, puisqu’il tourne, mais il est indéniable que de nombreux objets sont plus simples à construire. Sa construction en Chine semble toutefois plus facile que dans le monde occidental, où les grands projets sont difficiles à faire avancer. Lorsque mes amis allemands me charrient sur le temps de construction de l’EPR, qui est évidemment dramatique et qui n’est pas à reproduire, je leur rappelle que l’EPR est entré en fonction avant l’aéroport de Berlin, dont la construction a débuté lors de la chute du Mur en 1989/1990….

 

Sur la disponibilité du combustible

 

Rappelons à nouveau que 100 grammes d’uranium équivalent à 1 tonne de pétrole. Les stocks disponibles chez les clients et aux différents niveaux de la chaîne représentent plusieurs années de consommation. Si l’une des sources d’approvisionnement représentant 20 à 30 % venait à défaillir, nos autres sources d’approvisionnement et nos deux ans de stocks nous permettraient de gérer une décennie et nous donneraient le temps de nous retourner. Il s’agit bien entendu de chiffres moyens, et les clients n’aborderont pas pareillement la situation suivant leur niveau de stocks.

 

Si nous sommes vigilants aux aspects géopolitiques, nous savons aussi que les réserves d’uranium naturel se trouvent à 40 % dans des pays de l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE), ce qui constitue un amortisseur non négligeable. Par ailleurs, l’équilibre entre intérêt économique de court terme et intérêt de stabilité de long terme fait que nous étions tout à fait d’accord avec la mise sous cocon de la mine McArthur au Canada : dès lors que les conditions de marché sont mauvaises, il est préférable de conserver une réserve sûre pour le long terme. Quoi qu’il en soit, la diversité de nos sources d’approvisionnement – tant en termes géographiques que de partenaires mondiaux ou de technologies – nous permet d’être sereins par rapport à notre sécurité à court terme, pour cet hiver comme pour le prochain.

 

Vous avez évoqué à juste titre le développement du nucléaire, étant entendu que nous aurons besoin de cinq à dix fois plus d’électricité décarbonée d’ici 2050, avec au moins un facteur deux pour le nucléaire selon le Groupe d’experts intergouvernemental sur l’évolution du climat (GIEC) et l’Agence internationale de l’énergie (AIE). Il est donc vrai que nous aurons besoin de plus de ressources, mais les réserves et ressources d’uranium sont aujourd’hui estimées à un siècle, y compris avec l’agrandissement du parc nucléaire. À long terme, je n’anticipe pas de hausse du prix de l’uranium aussi forte que celle ayant récemment affecté d’autres ressources naturelles ; historiquement, la livre d’uranium oscille entre 20 et 120 dollars, pour un prix actuel de 50 dollars. Bien entendu, l’augmentation de la demande à horion 2030/2040 conduira à une consommation accrue d’uranium, ce qui nécessitera l’ouverture de nouvelles mines. Cela dit, pour un électricien opérant une centrale nucléaire, passer de 20 à 50 dollars la livre d’uranium ne révolutionnera pas le coût de son mégawattheure

 

Boucler le cycle du combustible , le budget du CEA est insuffisant.

 

M. Antoine Armand, rapporteur. Est-il un peu insuffisant ou faudrait-il vraiment aller plus loin pour traiter correctement la question de la fermeture du cycle – je ne parle pas de l’industrialisation d’un RNR – et être près dans un pas de temps déterminé ?

 

M. Philippe Knoche. Je ne connais pas parfaitement le budget du CEA, mais Orano confie l’essentiel de sa R&D d’aval du cycle au CEA. En outre, l’essentiel de notre budget de R&D porte sur l’aval du cycle, puisque les technologies d’enrichissement et de conversion sont nucléaires. Nous disposons aussi de budgets d’exploration et de jumeaux numériques, mais l’aval du cycle concentre bien l’essentiel de notre budget de R&D, à hauteur de plus de 100 millions d’euros, soit 3 % de notre chiffre d’affaires. Or nous devrions idéalement doubler cet ordre de grandeur. L’aval du cycle représente aujourd’hui 2 ou 3 euros par mégawattheure, mais nous devrions probablement, dans les années à venir, doubler ce montant pour renouveler notre approche. Chaque année, nous investissons 1 % de la valeur d’une usine en maintenance, ce qui n’est pas viable sur une quinzaine d’années. D’importants efforts financiers sont donc à prévoir.

Par ailleurs, une partie du budget nucléaire du CEA est consacrée au démantèlement, et toute augmentation du budget du CEA lui permettrait d’investir davantage dans la recherche.

 

Nous savons démanteler !

M. Philippe Knoche. Je suis ravi d’entendre, madame Laernoes, que vous ne souhaitez pas la mort du nucléaire. Si j’ai bien compris votre propos, vous cherchez avant tout à savoir si nous savons démanteler des centrales nucléaires et si nous avons suffisamment provisionné pour ce faire. Je vous confirme donc que nous savons démanteler des réacteurs nucléaires. Nous avons d’ailleurs terminé, avec nos équipes américaines et l’appui de nos équipes européennes, le démantèlement des parties principales du réacteur américain de Vermont Yankee, quatre ans après que le projet nous a été confié. Il s’agit du deuxième réacteur que nous démantelons aux États-Unis, après celui de Cristal River, avec des budgets comparables à ce qui existe en France, mais avec beaucoup moins de complexité qu’en Europe. Nous allons par exemple découper la cuve en cinq à dix pièces, alors que l’Europe nous impose – du fait des filières de déchets et d’un ensemble de contraintes – de la découper en dizaines voire centaines de pièces. Je confirme donc que nous savons démanteler des réacteurs et qu’il est possible de procéder plus simplement ailleurs, étant entendu que nous procédons selon la réglementation propre à chaque pays.

Non le nucléaire n’est pas qu’une énergie de transition (1) La Génération III

 Réponse à Thierry Breton : non le nucléaire n’est pas qu’une énergie de transition (1) La Génération III

Thierry Breton a déclaré lors d’une intervention au Sénat que « le nucléaire pouvait être considéré comme une énergie de transition ». De fait, il reprenait là une certaine doxa de la Commission Européenne

 

Alors, pour lui démontrer que c’est beaucoup  mieux que cela, une énergie du futur,  il pourrait déjà lire l’étude de la fondation Fondapol Energie nucléaire :la nouvelle donne internationale- « l’année 2018 a ainsi été une année record en termes de capacités mises en service, plus de cinquante réacteurs sont actuellement en construction dans le monde »

 

(http://www.fondapol.org/etude/energie-nucleaire-la-nouvelle-donne-internationale/, https://vivrelarecherche.blogspot.com/2021/03/energie-nucleaire-la-nouvelle-donne.html)

 

Et on va faire un petit tour de ce qui est en route, déjà pour les réacteurs de Génération III, puis pour la GEN 4, les surgénérateurs et enfin les SMR.

 

Réacteurs de génération III , EPR et concurrents : Big is powerful …and secure

On commence par les GEN III : ce serait une grave erreur de les enterrer trop tôt ; n’oublions cet adage d’ingénieur : si Small is beautiful, big is powerful !

Voici le type de courbe qui explique la performance coût puissance des GENIII- et comment ou pas les SMR peuvent les remplacer au moins pour certains usages

La « 3e génération » désigne des réacteurs dits « évolutionnaires » conçus à partir des années 1990. Tirant les leçons de Tchernobyl et Fukushima, ils rendent impossibles des dommages important à l’environnement, tant la sécurité et le confinement sont améliorés- ce qui a un coût mais parfaitement supportable et sur lequel il ne faut pas transiger. Même en cas de fusion du cœur, tout reste confiné. Leur rendement est amélioré et ce sont les installations  électriques qui tirent le mieux parti du grand avantage du nucléaire, sa densité d’énergie, minimisant ainsi l’occupation de l’espace pour la production proprement dite et le transport d’électricité et facilitant aussi la surveillance d’installations très concentrées.

A tout seigneur… l’ EPR : En 2019, l’EPR1 de Taishan a été, avec 12 TWh le champion mondial de la production d’électicité !

L’EPR est un réacteur à eau pressurisée, un monstre d’efficacité et de puissance (1 750 MW !!) d’une puissance électrique de 1600 MW. L’effet gros cœur et de la présence d’un réflecteur lourd  en acier lui permettent un gain de l’ordre de 20 % sur la consommation d’uranium naturel par kWh électrique produit et une réduction de 20 % des déchets de moyenne activité à vie longue. Sa sécurité a été maximisée par de nombreuses améliorations : un récupérateur de corium, que l’EPR est le premier réacteur au monde à inclure, 4 systèmes de refroidissement d'urgence indépendants, chacun capable de refroidir le réacteur après son arrêt,  une enceinte de confinement faite de deux épaisseurs séparées. Même en cas de fusion du réacteur, pratiquement rien ne sort.. Par ailleurs, l’EPR possède une dynamique de pilotage unique : ses réacteurs sont capables d’ajuster jusqu’à 80 %, à la hausse ou à la baisse, leur puissance en 30 minutes.

Deux EPR sont en service en Chine (Taishan) et deux autres sont toujours en construction en Finlande (Olkiluoto) et en France (Flamanville). Deux EPR supplémentaires sont en construction au Royaume-Uni (Hinkley Point) et deux autres sont prévus à Sizewell. Cout des 2 EPR chinois, 12 milliards ( coût révisé : 3150 USD /kwe- La Revue de l’Énergie n° 642 – janvier-février 2019)

Une version optimisée de l'EPR, l,EPR 2 est maintenat proposée par EDF

AP1000 (Westinghouse) : compacité, simplicité

Ce réacteur a un design qui le rend beaucoup plus compact que les autres REP, et qui permet de n'utiliser pour sa construction qu'un cinquième du béton et des ferraillages structurels utilisés pour d’autres modèles. Le design du réacteur vise à en réduire les coûts par l'utilisation de technologies éprouvées et une simplification et réduction du nombre de composants (tuyaux, vannes, etc (-50% vannes de sécurité, -35% pompes, -85% cables de système de commandes). Ce type de réacteur présente une conception organisée autour d'une sûreté ne présentant pas d'appel à des matériels actifs (pompes, vannes, etc.), et donc ne nécessitant pas d'alimentation électrique de secours pendant les 72 premières heures après un éventuel accident. Sur le toit, une réserve annulaire d'eau permet un refroidissement d'urgence, avec écoulement gravitaire.

Le premier AP1000 connecté au réseau, le 30 juin 2018, a été celui de Sanmen 1 en Chine. En 2019, 4 réacteurs AP1000 sont en exploitation commerciale en Chine (Sanmen 1 et 2, et Haiyang 1 et 2). Coût :  2807 USD/kWe, donc sensiblement égal à l’EPR (La Revue de l’Énergie n° 642 – janvier-février 2019). Les AP-1000 construits en Chine ont été fortement « sinisés ».

Début 2010, une quarantaine de réacteurs AP1000 auraient été commandés à Westinghouse, dont deux pour une construction prochaine aux États-Unis. Mais en 2021, cela est loin de s'être concrétisé… Par contre, les USA poussent très agressivement l’AP-1000 en Pologne ! Contre l’EPR !

VVER 1200 (Russie) et VVER –TOI (Russie, Atomproekt)

La Russie est la première à avoir dégainé dans le domaine de la génération III avec la mise en service  de quatre réacteurs VVER-1200 (2 à Novovoronej en 2016 et 2 à Leningrad en 2018. La filière des réacteurs VVER est à eau pressurisée

Le réacteur VVER-1200 (ou AES-2006)5 est une évolution du VVER-1000. Il est conçu pour une durée de vie de conception de 60 ans avec un facteur de charge de 90% et nécessitant environ 35% de personnel exploitant en moins que le VVER-1000. Il est également plus puissant avec une capacité de 1.200 mégawatts et répond à toutes les exigences de sûreté internationales des centrales nucléaires de génération III +. La partie nucléaire de la centrale est logée dans un seul bâtiment faisant office de confinement et de bouclier antimissile. Un  système d'évacuation de chaleur passif a été ajouté aux systèmes actifs - des réservoirs d'eau construits au-dessus du dôme de confinement qui  gèrent toutes les fonctions de sécurité pendant 24 heures et la sécurité du cœur pendant 72 heures. Les autres nouveaux systèmes de sécurité comprennent la protection contre les collisions des aéronefs, les recombineurs d'hydrogène et un capteur de cœur pour contenir le cœur fondu du réacteur en cas d'accident grave.

Le réacteur VVER-TOI est un développement et une optimisation du réacteur VVER 1200.TOI signifie Typique Optimisé et Informatisé.  Il est caractérisé par une puissance légèrement augmentée qui est désormais portée à 1300MW, un coût de fabrication optimisé (-20%), un planning de construction plus court (40 mois) et une amélioration des caractéristiques d’exploitation.

La construction des deux premières unités VVER-TOI a débuté en 2018 et 2019 en Russie à la centrale nucléaire de Kursk II

 

En juin 2019, le VVER-TOI a été certifié conforme aux exigences des services publics européens (avec certaines réserves) pour les centrales nucléaires.

Ces réacteurs de GEN III ont vocation à devenir un atout majeur à l’exportation pour le nucléaire Russe.  Ainsi, Xi Jiping et Poutine  ont-ils signé un accord pour la construction de quatre réacteurs VVER-1200 (2 à Tianwan, 2 sur un nouveau site nucléaire à Xubadao pour une mise en service en 2027 et 2028.)  Rosatom ne fournira que l’îlot nucléaire, tout le reste de la centrale sera chinois. Certains officiels chinois avaient déclaré souhaité que tous les réacteurs chinois soient désormais de conception et de fabrication chinoises. Selon Sylvestre Huet, cette décision prise au plus haut niveau témoigne de la volonté du gouvernement chinois d’accélérer encore dans la mise en place du ucléaire, après une pause des programmes post-Fukushima…(

(https://www.lemonde.fr/blog/huet/2019/06/28/nucleaire-les-ambitions-chinoises/)

Selon la Revue de l’Énergie n° 642 – janvier-février 2019, le coût du VVER 1200 : 3040 USD/kWe :

Hualong 1- ACP1000, (Chine, China General Nuclear Power Corporation (CGNPC) et Compagnie nucléaire nationale chinoise (CNNC)

A la grande fierté des Chinois, Le premier réacteur Hualong-1, celui de Fuqin 5,  a divergé en octobre 2020, a été connecté au réseau en novembre et a commencé son exploitation commerciale le 30 janvier 2021. La construction proprement dite a débuté en 2015 (premères fondations, soit une construction en 6 ans). Plus petit que son homologue français, l’EPR, le réacteur chinois de nouvelle génération affichera une puissance de 1000 MW

Hualong 1 est un lointain descendant du CPY français, via les ACPR-1000 et ACP-1000, mais fortement sinisé. Fuqin 6 devrait bientôt être achevée et la construction de 7 autres Hualong a été débutée en 2019 et 2020 (à Zhangzhou, Taipingling et Fangchenggang). Les Chinois sont d’ailleurs très fiers de la protection intellectuelle attachée au Hualong et la Chine a l’intention de promouvoir agressivement le Hualong I à l’exportation.. Ainsi, l’architecture du réacteur Hualong One a été formellement certifiée par l’European Utility Requirements (EUR) et le Bureau de régulation nucléaire britannique a débuté son processus d'évaluation de conception générique pour le Hualong-1 en prévision d’un déploiement possible sur le site de la centrale nucléaire de Bradwell.

Hualong 1 est intégralement un réacteur de Génération III incorporant les caractéristiques post Fukushima classiques, notamment une sécurité actives et passives garantissant  les fonctions de sécurité du refroidissement du noyau d’urgence, de l’élimination de la chaleur résiduelle, de la rétention à bord du noyau fondu et de l’évacuation de la chaleur de confinement… Les systèmes passifs sont capables de fonctionner pendant 72 h avec une réserve suffisante d’eau de stockage et des batteries dédiées. Des mesures complètes de prévention et d’atténuation ont été intégrées à la conception contre d’éventuelles menaces d’accidents graves (y compris l’éjection de corium fondu à haute pression, la détonation de l’hydrogène, la fonte des fondations  et la surpression de confinement à long terme. Il est aussi insisté sur le fait que l’intégration des sécurités passives ne s’est pas fait au détriment de la sécurité active. L’assemblage du carburant est composé de 264 barres de combustible disposées dans une structure de soutien de 17 × 17. Les barres de combustible contiennent des granulés UO2 ou des granulés Gd2O3-UO2. Combiné à un matériau de revêtement en zircaloy avancé novateur et à la conception de la grille, de la buse et du tube de guidage, le CF3 offre d’excellentes performances et s’applique à un long cycle de ravitaillement.

ABWR-ESBWR (Japon)

Le réacteur nucléaire ABWR à eau bouillante (Advanced Boiling Water Reactor) est un réacteur de troisième génération conçu par conçu par General Electric, Hitachi et Toshiba. Les réacteurs à eau bouillante (REB par opposition à eau pressurisée REP) ont, pour faire simple, une plomberie beaucoup moins problématique.

Le développement de l'ABWR a démarré en 1978.. Les deux premiers réacteurs ABWR ont été mis en service dans la centrale nucléaire de Kashiwazaki-Kariwa (en 1996 et  1997) au Japon. Deux autres ont été construits : Hamaoka 3, provisoirement arrêté, et Shika 2., Deux autres réacteurs ABWR sont en construction: Shimane depuis 2007, Ohma depuis 2010.

Il n’intégre pas toutes les caractéristiques des générations III. L’enceinte de confinement est en béton armé, avec peau métallique interne à l’intérieur d’un bâtiment réacteur non conçu à l’origine pour résister à la chute d’un avion gros porteur.. Les systèmes de sauvegarde (3 trains mécaniques et électriques) sont actifs, par contre il dispose d’un récupérateur de corium. Autres caractéristiques ; pompes internes du réacteur (RIP) montées au fond de la cuve sous pression du réacteur (RPV) - 10 au total - qui permettent d'améliorer les performances tout en éliminant les grandes pompes de recirculation dans l'enceinte de confinement ; réglage fin  de la tige de commande par ajout d'un entraînement électrohydraulique, système de protection du réacteur (RPS) entièrement numérique (avec des sauvegardes numériques redondantes ainsi que des sauvegardes manuelles redondantes), commandes de réacteur entièrement numériques - En particulier, le réacteur est automatisé pour le démarrage (c'est-à-dire pour le lancement de la réaction nucléaire en chaîne et la montée en puissance) et pour l'arrêt standard en utilisant uniquement des systèmes automatiques.

L'ABWR est autorisé à opérer au Japon, aux États-Unis et à Taïwan, bien que la plupart des projets de construction aient été interrompus ou abandonnés. Cependant, en juillet 2016, Toshiba a retiré le renouvellement de la certification de conception américaine arguant du manque de futures constructions aux USA et en 2019, Hitachi-GE s’est retiré de deux projets signés  à Wylfa au Pays de Galles et à Oldbury en Angleterre. Un ABWR est en construction à Taiwan.

D’autre part, les ABWR affichent des performances plutôt décevantes : Les deux premières usines de Kashiwazaki-Kariwa (blocs 6 et 7) atteignent des facteurs d'exploitation de durée de vie totale de 70% ; En 2010, Kashiwazaki-Kariwa 6 avait une capacité d'exploitation de 80,9%, et une capacité d'exploitation de 93% en 2011. Cependant, en 2008, elle ne produisait pas d'électricité car l'installation était hors ligne pour maintenance. La puissance de sortie des deux nouveaux ABWR de la centrale de Hamaoka et Shika a dû être réduite en raison de problèmes techniques dans la section turbine à vapeur des centrales…Donc sans doute peu d’avenir pour l’ABWR et le ESBWR, sauf reprise agressive du programme au Japon Très bon résumé sur  (https://fr.qaz.wiki/wiki/Advanced_boiling_water_reactor)

A noter qu’Areva avait en projet un réacteur à eau bouillante, Kareva

ACR-1000 Advanced CANDU Reactor  (Canada, successeur du Candu 9)

 

Fascinante voie technologique que celle des Candu (CANada Deuterium Uranium).  Le réacteur CANDU, conçu au Canada dans les années 1950 et 1960, est un réacteur nucléaire à l'uranium naturel (non enrichi) à eau lourde pressurisée comme modérateur.  Les CANDU sont des réacteurs à tubes de force, c'est-à-dire que le combustible et le modérateur sont séparés. Ainsi à la différence des réacteurs à eau pressurisée (REP), qui forment la majeure partie du parc nucléaire mondial, les réacteurs CANDU possèdent deux réseaux de canalisations: l'un transportant le liquide caloporteur « chaud » sous pression et l'autre le liquide modérateur « froid » ;

 

Des avantages : Ce mode de fonctionnement original a de nombreux avantages. Aucun coûteux enrichissement de l'uranium n'est nécessaire ; le combustible n'ayant pas besoin d'être enrichi, les réacteurs CANDU consomment au total 30 % moins d'uranium naturel que leurs homologues à eau légère. La capacité des CANDU à entretenir une réaction en chaîne malgré une faible concentration de matière fissile leur permet de brûler des combustibles alternatifs de types très variés : uranium retraité, mox, actinides, thorium. La réaction en chaîne est plus stable. Les grappes de combustible sont plus petites, ce qui facilite l’optimisation du cœur du réacteur. Le Candu peut être rechargé en marche :  deux robots se connectent à chaque extrémité d'un tube de force et tandis qu'un y introduit des grappes de combustible neuf, l'autre récupère les grappes usagées. Pour cette raison, les réacteurs CANDU offraient les facteurs de charge les plus importants de tous les réacteurs occidentaux de deuxième génération. Depuis les années 2000, des progrès dans la gestion des rechargements ont réduit l'écart au point.

 

Et des inconvénients : Les CANDU ont un coefficient de vide positif entraînant un coefficient de puissance positif. Cela implique que l'augmentation de la température du fluide caloporteur accroît la réactivité du combustible qui en retour augmente la température du caloporteur et ainsi de suite…Cette possibilité de réaction en chaine incontrôlée est limité par le volume d’eau froide de la calandre qui ralentirait considérablement le processus. Du fait de leur capacité de rechargement en marche, facilitant la production de plutonium militaire, les Candu sont parfois montrés du doigt comme les plus susceptibles de participer au risque de prolifération nucléaire_ mais encore faut-il que le pays hôte puisse le retraiter. L’eau lourde est coûteuse et nécessite un investissement important.  Les CANDU produisent plus de déchets pour une même quantité d’énergie produite que les réacteurs à eau légère (140 t.GWe/an contre 20 t.GWe/an pour un REP) ; et ils produisant beaucoup de tritium, dont il est difficile de se débarrasser…mais il peut être utilisé pour la fusion nucléaire (ou la bombe A)

Présent et futur du Candu : vers un Candu de génération III (ACR-1000, Enhanced Candu 6, AFCR)

 

Il existe actuellement 25 Candu en fonction au Canada, 2 en Inde, 1 au Pakistan (où il semble qu’ils auraient joué un rôle dans le développement de la bombe atomique dans ces 2 pays), 1 en Argentine, 4 en Corée du Sud (Wolsong), 4 en Roumanie (Cernavoda), 2 en Chine (Qinshan)

Énergie atomique du Canada Limited a développé un design Candu de GEN III, le ACR-1000 d’une puissance de 1 200 MWe. Le ACR-1000 abandonne l'uranium naturel comme combustible pour se tourner vers l'uranium légèrement enrichi (1-2 % 235U). Ce choix permettrait un coefficient de vide négatif (donc impossibilité que le réacteur s’emballe) et l'utilisation d'eau légère comme caloporteur, réduisant les coûts- le modérateur restat évidemment l'eau lourde. Dans le même but le volume de la calandre serait réduit, la production de tritium en est d'autant diminué. Toujours dans l'optique de réduire les coûts ce léger enrichissement augmenterait le taux de combustion, réduisant la fréquence des rechargements et donc la quantité de déchets produits. Ces caractéristiques servirent de base à un design, abandonné depuis, se voulant plus novateur encore en employant l'eau supercritique comme caloporteur : le CANDU-X.

Considéré en Alberta, au Nouveau-Brunswick, au Royaume-Uni et en Ontario, aucun ACR-1000 n'a été construit et son développement fut arrêté après la vente de la division réacteur d'EACL à Candu Energy (filiale de SNC-Lavalin) en 2011. Candu –Energy poursuit maintenant le développement de l’Enhanced CANDU 6, basé sur les innovations introduites avec l’ACR-1000 et sur l'expérience acquise avec la construction des derniers CANDU 6 (Qinshan),avec une durée de vie des réacteurs de 60 ans et un facteur de charge à plus de 90%. Une variante,  l ;Advanced Fuel CANDU Reactor (AFCR) a fait l’objet d’un accord de développement en 2016 avec les chinois CNCC et Shanghai électrique.

Candu de Qinshan

voir aussi https://twitter.com/buchebuche561/status/1103606067961970691?s=09

Donc, comment dire, loin d'une énergie de transition, un marché très prometteur  et une compétition vivace , dans laquelle l'EPR2 français peut jouer un rôle important et devenir un succès majeur à l'exportation. Comme le Rafale ?

Le problème des déchets ultimes du nucléaire : un rapport très favorable de l’OCDE (Nuclear Energy Agency)

 Le contexte : la taxonomie verte européenne

 La Commission européenne travaille sur une taxonomie verte, c’est-à-dire une  labellisation destinée à guider les investissements financiers vers les secteurs et les activités les plus appropriés pour atteindre les objectifs climatiques de l’Europe.

 Pour l’instant, le nucléaire, qui est quand même l’énergie pilotable la plus décarbonée et la plus économique est exclu  de la taxonomie verte !

 La raison avancée est qu’à cause du problème des déchets, le nucléaire ne  remplirait pas l’un des critères de la taxonomie verte appelé DNSH (Do Not Significantly Harm). La raison officieuse est l’hostilité sans faille  d’un certain nombre de pays européens (Autriche, Allemagne, Luxembourg) et de certaines forces politiques du Parlement  (les Verts, le SPD allemand). Le premier rapport hostile au nucléaire laissait la porte ouverte à une expertise ad hoc dédiée au problème des déchets, les experts du Technical Expert Group avouant en fait leur incompétence en ce domaine. Cette expertise ad hoc est en cours, sans qu’on en ait de nouvelles, et de toutes façons elle ne pourra intervenir qu’après la signature par la Commission des premiers actes délégués sur la taxonomie. C’est donc de toute façon un signal défavorable au nucléaire qui sera envoyé aux investisseurs, un signal, qui même s’il n’est pas techniquement justifié, envoie un message malheureusement clair d’incertitude politique et même d’hostilité déterminée.

 Dans ce contexte, une étude internationale très poussée de l’OCDE ( via la Nuclear Energy Agency) sur la question des déchets nucléaire apporte au débat un éclairage technique très favorable !

 Sur la taxonomie verte et ses enjeux , qqs billets de ce blog :

https://vivrelarecherche.blogspot.com/2019/09/urgence-nucleaire-et-climatique-alerte.html

https://vivrelarecherche.blogspot.com/2020/04/taxonomie-verte-consultation-europeenne.html

https://vivrelarecherche.blogspot.com/2020/06/les-institutions-europeennes-et-le.html

 Le rapport de l’OCDE :

https://www.oecd.org/publications/management-and-disposal-of-high-level-radioactive-waste-33f65af2-en.htm

Cf also  https://twitter.com/nikopol/status/1308901191431131138?s=09

 Le rapport de l’OCDE : Management and Disposal of High-Level Radioactive Waste: Global Progress and Solutions

Extraits:

 Introduction : une solution étudiée depuis plus de cinquante ans et mature pour les déchets de haute activité.

 « Pour certains pays, l’énergie nucléaire est un élément important de leurs stratégies de lutte contre le changement climatique tout en assurant l’accès à une énergie rentable et fiable pour soutenir la croissance économique et le développement humain. Toutefois, dans certaines parties du monde, il y a eu un débat sur la « durabilité » de l’énergie nucléaire, et la gestion à long terme du combustible nucléaire usé et des déchets de haut niveau (SNF/HLW) est d’une importance particulière dans ce contexte.

Depuis les débuts de l’énergie nucléaire commerciale il y a environ 70 ans, le secteur nucléaire a abordé de manière responsable l’ensemble du cycle de vie de ses matériaux et leurs impacts. Cela comprend l’utilisation de technologies de pointe pour la gestion des déchets, fonctionnant dans des cadres législatifs stricts. Certains pays ont appliqué, depuis plusieurs décennies, le principe d’une économie circulaire en recyclant le combustible nucléaire usé (SNF) et en minimisant les volumes de déchets ultimes. Mais dans tous les cas, l’élimination finale des déchets radioactifs de haut niveau (HLW) a nécessité une attention particulière.

Les décideurs et les scientifiques des niveaux national et international ont rempli leurs responsabilités envers les générations présentes et futures en proposant, en étudiant et en mettant en œuvre l’élimination sécurisée du SNF/HLW. La mise en œuvre efficace d’un stockage intermédiaire sûr a donné aux experts le temps nécessaire pour développer des solutions techniques solides dans le cadre d’un processus décisionnel démocratique et transparent pour la gestion finale de SNF/HLW(Combustible usé, Déchets de Haute Activité)

Le consensus scientifique d’aujourd’hui est que les dépôts géologiques profonds (DGR)-Deep Geolical Repository) sont une approche sûre et efficace pour éliminer définitivement les déchets SNF/HLW. Les organismes de réglementation nationaux indépendants, appliquant des normes de radioprotection acceptées à l’échelle mondiale, ont approuvé leur efficacité à isoler le SNF/HLW des humains et de l’environnement.

Les principes de sécurité et les solutions technologiques pour la gestion à long terme de SNF/HLW sont maintenant bien établis, et leurs exigences ont été examinées et déterminées de manière indépendante acceptables par des organisations internationales qualifiées. Cela a inclus l’examen d’une variété d’options et la faisabilité de leur mise en œuvre. Le consensus scientifique et technologique sur la sécurité de l’élimination géologique profonde du SNF/HLW a été développé sur plus d’un demi-siècle. Les technologies impliquées ont été soigneusement analysées grâce à l’une des plus grandes mobilisations de communautés scientifiques et d’ingénierie jamais entreprises dans le monde. Des laboratoires de recherche souterrains (URL) ont été construits, exploités et des expériences in situ réalisées et reproduites à de nombreux endroits. Par conséquent, il existe maintenant une base solide pour la conception et la constructibilité de DGR complètement sécurisés.

Les résultats scientifiques accumulés, les preuves technologiques et les démonstrations de sécurité ont été présentés ouvertement et de manière critique par des experts de renommée internationale pour atteindre le niveau actuel de maturité. »

Déclaration finale sur la stratégie de radioprotection et de sécurité

« Des recommandations et des approches pour la protection contre les radiations, approuvées par l’ICRP, ont été élaborées au cours de nombreuses décennies en faisant usage des connaissances scientifiques en évolution. Elles sont approuvées et appliquées par l’UE, l’AIEA, l’AEN et dans les programmes nucléaires nationaux. Au fur et à mesure que le concept de DGR et d’installations de stockage temporaire s’est développé, ces normes de radioprotection ont été utilisées pour leur conception, assurant la protection des travailleurs et des populations. La stratégie de sécurité des DGR a été élaborée au cours des dernières décennies, tant pour les activités opérationnelles (p. ex. le stockage et la manutention) que pour les milliers d’années qui ont eu lieu après la fermeture.

Un DGR (Deep Geological Repository)  isole et contient le SNF/HLW sur de très longues périodes grâce à la combinaison de barrières d’ingénierie robustes et des propriétés de la roche hôte qui offre un environnement stable et sûr. Les « caractéristiques de sécurité passive » du DGR permettent de protéger les humains et l’environnement à très long terme sans nécessiter d’entretien ou de mesures correctives de la génération future. Un DGR est composé de multiples fonctions ou barrières de sécurité qui augmentent la robustesse de l’installation de telle sorte que la sécurité ne dépend pas d’une seule barrière, ce qui est conforme à un principe de sécurité en profondeur de la défense, une pratique courante dans le domaine nucléaire pour assurer la sécurité. »

 Plusieurs types de sites appropriés disponibles pour une élimination sécurisée

 « Granit : L’organisation finlandaise de gestion des déchets radioactifs (Posiva) a mené pendant plus de 20 ans un vaste programme de caractérisation des sites pour le DGR d’Olkiluoto, qui comprenait une URL (Underground Research Laboratory) à Onkalo (Posiva 2012). Une autorisation de construction a été approuvée pour le DGR Olkiluoto en décembre 2015.

Les enquêtes sur le site sur l’adéquation du substratum rocheux en Suède pour un DGR ont commencé dans les années 1970 et la Société suédoise de gestion du combustible nucléaire et des déchets (SKB) a commencé des recherches sur les alternatives d’emplacement prioritaire en 2000. Les enquêtes à l’URL d’Äspö ont commencé en 1990. La recherche sur le site Forsmark a débuté en 2002 et SKB a présenté une demande de licence en 2011

 Argile : Depuis les années 1990, l’organisation Français de gestion des déchets (Andra) a mené des enquêtes approfondies sur les sites dans les départements de la Meuse-Haute-Marne. Dans un premier temps, une étude géologique a été effectuée à partir de la surface à l’aide de géophysiques et de forages profonds. Depuis 2000, l’Andra a construit et exploité une URL (Underground Research Laboratory). Une demande de licence pour le DGR devrait être soumise à l’autorité de réglementation en 2021.

En Belgique, le HADES est le plus ancien URL d’Europe construite dans une formation d’argile profonde dans le but de rechercher la possibilité d’élimination géologique dans l’argile. Situé dans l’argile de Boom à une profondeur de 225 mètres, le laboratoire  joue un rôle central dans la recherche sur la sécurité et la faisabilité de l’élimination géologique des déchets radioactifs. Les experts l’utilisent pour développer et tester des technologies industrielles pour la construction, l’exploitation et la fermeture d’un dépôt de déchets en argile profonde. Les scientifiques mènent des expériences à grande échelle dans des conditions sur une longue période de temps pour évaluer la sécurité de l’élimination géologique dans l’argile… »

Déclaration finale sur le consensus scientifique

« Le consensus scientifique n’est pas facile à obtenir. Depuis les années 1980, les recherches scientifiques sur la faisabilité des DGR pour l’élimination sécuritaire du SNF/HLW se sont déroulées à un rythme prudent et délibératif qui a considérablement augmenté le volume (et la qualité) des informations scientifiques et des données relatives à la sécurité de l’élimination géologique. Conformément à la stratégie de recherche à long terme sur la sécurité, des enquêtes ont été entreprises pour évaluer les obstacles à la sécurité du concept de DGR (p. ex. emballage des déchets, matériel de remblayage, caractéristiques du site). Des dizaines de laboratoires de recherche souterrains ont été construits pour étudier et optimiser l’ingénierie d’un DGR et recueillir des informations afin de mieux faire progresser la compréhension des caractéristiques spécifiques des roches afin d’isoler et de contenir les déchets et de gérer les incertitudes. Toutes les informations scientifiques ont été mises à la disposition de tous dans le cadre du dialogue scientifique ouvert qui prévoit une discussion constructive et un examen par les pairs afin de faire progresser continuellement la compréhension de la sécurité offerte par un DGR. Aujourd’hui, il existe un consensus scientifique sur le fait que les DGR fournissent la meilleure solution pour l’élimination de HLW et de SNF.

Les incertitudes sont associées à toute entreprise complexe. La possibilité de trouver des sites appropriés pour un DGR n’est plus une question – des sites appropriés ont été identifiés dans une variété de types de roches. La stabilité géologique d’un bon site fournit un environnement stable pour optimiser les performances d’un DGR et permet l’évaluation et la gestion responsable des incertitudes de telle sorte que la sécurité d’un DGR puisse être démontrée et assurée. Il existe un consensus scientifique sur le fait que, sur la base de la démonstration en URL, les DGR fournissent une solution d’élimination sûre.

Déclaration finale sur le cadre réglementaire et la politique nationale

« Bien qu’un solide soutien scientifique à la sécurité d’un DGR soit l’élément fondamental absolument nécessaire pour aller de l’avant dans un programme d’élimination, il n’est pas le seul élément nécessaire pour aller de l’avant.  Un programme DGR comporte des questions scientifiques, techniques, organisationnelles, sociétales et de gouvernance multidisciplinaires. Il faut  veiller à ce que l’élaboration et la mise en œuvre se déroulent de manière responsable et appropriée, et un cadre réglementaire clair et une politique nationale sont nécessaires. 

La longue période nécessaire au développement et à l’exploitation d’un DGR (de l’ordre de 100 ans) exige des rôles et des responsabilités claires pour toutes les organisations et organismes gouvernementaux concernés afin que les DGR puissent être achevés dans le cadre d’un programme de sécurité cohérent.  Des décennies d’études et de débats ouverts sur la sécurité des DGR ont permis de renforcer le consensus scientifique pour les DGR qui est transparent et disponible pour examen par toutes les parties prenantes.

Les différentes approches utilisées pour la mise en œuvre des programmes de DGR (par exemple, l’adoption de lois, d’exigences réglementaires et d’orientations, de recommandations), les principes et les approches à utiliser dans le cadre d’un programme de DGR sûr et responsable sont essentiellement les mêmes dans tous les contextes nationaux. Le cadre réglementaire et les politiques nationales, en place aujourd’hui, sont essentiels pour co-construire des projets DGR en améliorant parallèlement sa conception technique et son acceptation sociale au milieu d’un fort consensus scientifique qui renforce encore l’accomplissement de la sécurité d’un DGR. »

Déclaration finale sur l’état de la mise en œuvre

« L’information scientifique s’est considérablement développée au cours des dernières décennies, tout comme l’adoption et la mise en œuvre de cadres réglementaires et de politiques nationales visant à assurer le développement de DGR sécuritaires. Les phases de démonstration des URL apportent la confiance nécessaire que les DGR protègent les personnes et l’environnement.  Le DGR est aujourd’hui un concept mature bien approuvé par les communautés scientifiques, institutionnelles et industrielles. Fait important, le processus de DGR est ouvert et transparent à toutes les parties prenantes avec des ressources pour l’achèvement du programme assurées par les politiques gouvernementales par le biais de paiements par ceux qui génèrent les déchets.

Ainsi, il est maintenant prévu que plusieurs pays, principalement en Europe, mettent en œuvre les DGR avant la fin de cette décennie... La Finlande devrait construire le premier DGR.  Au fur et à mesure que les progrès se poursuivent avec la mise en œuvre réussie des DGR dans le monde entier, on peut s’attendre à ce que l’expérience et les connaissances augmentent permettant le développement de DGR dans d’autres pays potentiellement à un rythme plus rapide que celui que l’on a connu pour ces installations initiales »

 Conclusions finales :

« L’industrie nucléaire s’attaque à l’ensemble du cycle de vie des matières nucléaires utilisées et les gouvernements ont établi des cadres législatifs précis. Cela comprend l’utilisation de la technologie de pointe pour le traitement des déchets et l’emballage, et la minimisation de la quantité de déchets générés, qui dans certains pays comprend une économie circulaire par le recyclage du combustible usé. Des considérations de sécurité et d’éthique pour l’élimination des déchets de haut niveau d’activité (HLW) dans un dépôt géologique profond (DGR) ont été débattues dans les assemblées législatives nationales ainsi que dans les cadres internationaux (UE, AIEA, NEA); aux niveaux étatique, provincial et local; par des individus; dans la littérature évaluée par des pairs; et par les organismes scientifiques qui ont fait du DGR l’approche largement acceptée pour assurer la protection à long terme de la société à l’avenir (NEA, 2007).

Cette large acceptation n’a pas été facile – elle a évolué au fil de décennies de recherches prudentes et axées sur la science,  qui ont fait l’objet d’un débat ouvert dans le cadre d’un processus qui adhère à un cadre réglementaire et à une politique nationale visant à assurer le respect des normes de radioprotection pour les sociétés actuelles et futures.

 En particulier,

 -Le consensus scientifique repose sur des décennies d’enquêtes approfondies et approfondies, y compris des enquêtes et des démonstrations importantes en URL (Underground Research Laboratory). Tout au long de cette période, la communauté scientifique engagée dans l’étude des DGR a participé à des discussions continues, ouvertes et constructives et à des examens par les pairs qui remettent en question le statu quo dans le but de faire progresser continuellement les connaissances et la compréhension de la collectivité dans son ensemble.

- Les propriétés de la roche hôte qui fournit un environnement stable et suit une évolution entraînée par des lois naturelles bien connues assurent la « sécurité passive » du DGR. Elles seront préservées sur de très longues périodes de sorte que l’entretien ou des mesures correctives des générations futures ne seront pas nécessaires. Des analogues naturels ont été étudiés pour aider à comprendre le comportement à long terme, à des échelles de temps géologiques comme un million d’années.

- La stratégie de sécurité d’un DGR comprend de multiples fonctions ou barrières de sécurité (c.-à-d.  défense en profondeur) pour l’isolement et le confinement.. L’évaluation d’événements hypothétiques d’intrusion dans le cas de la sécurité fournit des renseignements qui sont utilisés pour évaluer la résilience du DGR à de tels événements et permettre l’examen d’options visant à réduire davantage la probabilité d’intrusion ou à limiter les conséquences potentielles d’une intrusion hypothétique.

- L’apprentissage continu dans le cadre d’un processus étape par étape permet au processus d’élimination de s’adapter au cours de ses étapes de mise en œuvre et la flexibilité nécessaire pour envisager une gamme complète d’options qui optimisent la sécurité dans le cadre d’un programme de gestion de l’incertitude. Toutes les décisions peuvent être revues dans le cadre d’une approche progressive qui inclut la capacité de récupérer les déchets. L’approche progressivea été adoptée dans tous les programmes de DGR.   

- La transparence du programme DGR prévoit un processus robuste, tant du point de vue technique que sociétal, qui a inclus des commissions, des débats publics, des conférences citoyennes, des consultations, des cadres législatifs et des sessions parlementaires. Tous ces cadres sont essentiels pour co-construire le projet à la fois en améliorant en parallèle sa conception et son acceptation parallèlement au fort consensus scientifique.

- Des cadres réglementaires clairs et sans ambiguïté et des politiques nationales, en place aujourd’hui, sont essentiels à la co-construction de projets DGR. Cela inclut les ressources nécessaires pour l’achèvement du programme sont assurés par les politiques gouvernementales par le biais des paiements par les producteurs de déchets.

- Les pays qui ont participé à cette recherche ont consacré de nombreuses décennies à l’enquête, à la collecte et à l’évaluation critique des informations à l’appui avant la présentation d’une demande de planification visant à construire un DGR. Ces pays ont utilisé les laboratoires de recherche souterrains dans le cadre de la démonstration scientifique soutenant la sécurité du DGR

- La longue et prudente voie vers la présentation d’une demande de construction d’un dépôt s’avère être une approche efficace pour l’élimination en toute sécurité des déchets SNF/HLW. Plusieurs pays mettent actuellement en œuvre ce concept à travers des projets matures où il est possible de démontrer la haute performance des DGR en matière de protection de l’environnement et de l’humanité. En outre, il convient de souligner que les DGR prennent toutes les mesures appropriées à l’aide d’une technologie de pointe bien établie, telle que définie par la coopération internationale, et parce que l’évaluation des projets par rapport à l’état de la technique est minutieusement effectuée par les autorités réglementaires responsables.  

- Plusieurs pays, principalement en Europe, prévoient maintenant de mettre en œuvre des DGR avant la fin de cette décennie et on s’attend à ce que ces plans soient mis en œuvre. Au fur et à mesure que les progrès se poursuivent avec la mise en œuvre réussie des DGR dans le monde entier, on peut s’attendre à ce que l’expérience et les connaissances augmentent permettant le développement de DGR dans d’autres pays potentiellement à un rythme plus rapide que celui que l’on a connu pour ces installations initiales.