Performances

Lors de son démarrage en 1976, la production de l’usine de la Hague était de quelques tonnes de combustible usé traités. Après un maximum en 1997, elle atteignait 1100 tonnes en 2004. Ceci mesure le chemin parcouru. A l’avenir la part de clients comme l’Allemagne et le Japon (qui construit sa propre usine à Rokashomura) devrait diminuer mais celle d’autres pays comme l’Espagne pourrait s’accroître.

En même temps que la production augmentait, les quantités des rejets liquides et gazeux dans l’environnement autres que le tritium ont décru d’une manière impressionnante grâce aux dispositions prises. Ces rejets se situaient en 2004 à environ 1% des valeurs autorisées.

Le traitement des combustibles MOX usés, réputés comme difficiles en raison de leur plus grande radioactivité sont devenus une réalité industrielle. Ce retraitement a été pratiqué à petite échelle. Après deux précédentes campagnes en 1998, l’usine a retraité en 2004 les combustibles MOX d'une centrale allemande. Il devient donc possible de recycler une seconde fois le plutonium.

Un acquis souvent mis en avant est celui de la réduction de volume des déchets. Le compactage des déchets solides (notamment les morceaux de gaine qui contenaient le combustible) réduit considérablement les volumes.des déchets de moyenne activité. Ceux-ci dégageant peu de chaleur, cette réduction de volume facilitera leur stockage.

Le procédé PUREX est un procédé éprouvé, qui a fait l’objet au cours du temps de nombreuses améliorations techniques. Grâce à la sélectivité du solvant utilisé pour l’extraction (phosphate tributylique), le taux de récupération de l’uranium et du plutonium est proche de 99,9 %.

Ces performances, quoique excellentes en termes de récupération de l’uranium et du plutonium, ne sont pas parfaites. Les usines de retraitement rejettent encore une petite quantité d’effluents, sous forme de gaz ou de liquide (tritium notamment) dans l’eau de mer à la Hague. Ces rejets sont légalement autorisés, mais les quantités rejetées sont surveillées par des organismes européens indépendants. Aucun rejet solide n’est autorisé.

Dans le cadre de la loi Bataille, certains points nécessitent une amélioration :

- La présence de technétium limite les performances de l’extraction et la séparation de l’uranium et du plutonium, car ce produit a tendance à suivre le parcours de l’uranium. A l’heure actuelle, des essais pré-industriels ont montré que l’on pouvait récupérer plus de 95% du technétium dissous, la fraction non soluble étant récupérée depuis longtemps par décantation. Grâce aux recherches menées depuis plus de dix ans, des solutions industrielles sont proposées qui permettraient d’atteindre 99 %.

- L’iode-129 et le tritium libérés lors du cisaillage et de la dissolution, sont imparfaitement piégés et en majorité évacués dans l’environnement. Les rejets respectent les autorisations légales, l’iode-129 est peu radioactif et le tritium (actif) peu toxique mais l’acceptation du nucléaire passe par des « rejets zéro ». Le dégazage spécifique et le piégeage de l’iode permettront de récupérer 99% de l’iode (contre environ 90% actuellement). En revanche, aucune solution ne se dégage pour le tritium.

Sujets voisins : Opérations de retraitement, Procédé Purex, Rejets et effluents, Sécurité