Il est faux de dire qu'on ne sait pas gérer les déchets nucléaires.
Des solutions industrielles existent déjà et sont mises en oeuvre pour la très grande majorité des déchets (environ 90%).
Pour les 10% restants, qui sont les déchets à durée de vie longue, une loi, votée en 1991, encadre les recherches, qui doivent conduire en 2006 à un débat au Parlement sur les solutions proposées par les chercheurs, en vue de décider de la solution définitive à adopter.
En attendant qu'une solution définitive de gestion de cette catégorie de déchets ne soit prise par les décideurs politiques, ces déchets sont conditionnés en toute sûreté, sans aucun risque pour les populations et l'environnement.

Plus de détails :
La grande majorité des déchets radioactifs produits en France disposent d'ores et déjà d'un mode de gestion industriel. Les recherches en cours ont pour objectif d'éclairer les choix sur le mode de gestion futur des déchets à vie longue, qui représentent 10% de la production annuelle des déchets radioactifs.
Des recherches technologiques sont menées afin de réduire, encore et toujours plus, le volume des déchets radioactifs quels qu'ils soient.
 • Pour les déchets très faiblement et faiblement radioactifs à vie courte, qui représentent 90% du total des déchets radioactifs, une solution industrielle de gestion existe. Ils sont stockés en surface dans deux centres de stockage gérés par l'Andra (Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs) dans la Manche et dans l'Aube. Leur radioactivité globale aura disparu au bout de 300 ans.
 • Les déchets à vie longue de faible et moyenne activité représentent 9,5% de ce total. Les techniques de traitement et de conditionnement sont les mêmes que pour les déchets très faiblement ou faiblement radioactifs à durée de vie courte. Ils sont aujourd'hui entreposés en surface, en toute sûreté et pour plusieurs décennies, dans des bâtiments spécialement aménagés sur leurs sites de production : sites de Cogema à La Hague, à Marcoule et au CEA de Cadarache.
 • Les déchets à haute activité et à vie longue, ceux qui présentent le risque potentiel le plus élevé, ne constituent que 0,5% du total. La loi de 1991 sur la gestion des déchets radioactifs à durée de vie longue précise les voies de recherche à explorer sur ces déchets. Cette loi a donné 15 ans aux acteurs du nucléaire (organismes de recherche, industriels…) pour réexaminer et approfondir les solutions déjà existantes et explorer d'autres voies. L'objectif est de pouvoir, en 2006, proposer des solutions viables sur les plans économique et technique et acceptables socialement en assurant la protection de l'homme et du respect de l'environnement. Le Gouvernement et le Parlement français pourront alors choisir parmi ces différentes solutions proposées.
 • En attendant qu'une décision sur une solution définitive de gestion de ces déchets ne soit prise, les déchets à vie longue sont pour le moment vitrifiés, enfermés dans des conteneurs en acier et entreposés dans des puits bétonnés, sur les sites des usines de traitement des combustibles usés. Cette solution est mise en oeuvre depuis 20 ans sans qu'il en résulte un quelconque dommage. La prolonger pendant une durée équivalente, voire supérieure, si besoin, ne pose aucun problème.

Le transport des déchets radioactifs répond à la réglementation générale sur le transport des matières radioactives. A la différence de la réglementation technique de la sûreté des installations nucléaires, propre à chaque Etat, un cadre international a été élaboré au niveau de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) pour la sûreté du transport des matières radioactives.

La sûreté du transport est assurée par trois facteurs principaux :
 • en premier lieu, la robustesse de conception des colis. Les emballages prévus pour les matières radioactives doivent notamment satisfaire à des tests particulièrement sévères, tels que la résistance à un feu de 800°C pendant 30 minutes ou une chute de plusieurs mètres ;
 • la fiabilité des transports et certains équipements spéciaux des véhicules ;
 • l'efficacité de l'intervention en cas d'accident.

La réglementation du transport de matières radioactives comporte deux objectifs distincts :
 • la sécurité, ou protection physique, consiste à empêcher les pertes, disparitions, vols et détournements des matières nucléaires (matières utilisables pour des armes); le Haut Fonctionnaire de défense (HFD) auprès du ministre de l'économie, des finances et de l'industrie en est l'autorité responsable;
 • la sûreté, quant à elle, consiste à maîtriser les risques d'irradiation, de contamination et de criticité présentés par le transport des matières radioactives et fissiles, afin que l'homme et l'environnement n'en subissent pas les nuisances.

Le contrôle de la sûreté est du ressort de l'Autorité de sûreté nucléaire. Le contrôle du transport de matières radioactives ou fissiles intéressant la défense nationale relève du Délégué à la sûreté nucléaire et à la radioprotection pour les activités et installations intéressant la Défense (DSND), autorité de sûreté du nucléaire de défense. Le DSND, au nom du ministre de la Défense et du ministre chargé de l'Industrie exerce le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection du nucléaire de défense.

Il est tout à fait impossible de fabriquer une bombe nucléaire de fission avec des déchets radioactifs. La fabrication d'une telle bombe nécessite typiquement du plutonium ou de l'uranium très enrichi avec des caractéristiques particulières. Les qualités de l'uranium et du plutonium que l'on trouve dans les différentes étapes du cycle du combustible nucléaire à usage civil (minerai, fabrication, production d'énergie, traitement/recyclage, entreposage/stockage) sont très éloignées de ces caractéristiques. Il en est de même pour les qualités des déchets radioactifs

En France, les recherches sur les déchets à vie longue, moyennement ou hautement radioactifs, sont suivies par la CNE, Commission nationale d'évaluation. Instituée par la loi du 30 décembre 1991, cette commission composée d'experts indépendants élabore chaque année un rapport, qu'elle remet au Gouvernement, sur l'état d'avancement des recherches en France, et aussi à l'étranger. Elle auditionne régulièrement tous les acteurs de la recherche qui lui présentent les avancées scientifiques obtenues. Cette commission, au regard des avancées scientifiques, peut demander que certaines recherches soient réorientées. Par ailleurs, le Gouvernement peut à tout moment saisir la CNE afin de lui demander d'étudier de façon plus approfondie certains sujets. Enfin, la CNE a en charge la rédaction du rapport global d'évaluation des recherches qui sera remis au Gouvernement français en 2006, comme le veut la loi, afin de faire un choix quant au mode de gestion des déchets à vie longue, moyennement ou hautement radioactifs.

Ce n'est pas la première fois que l'homme fait l'expérience de la surveillance, sur un temps long, de grands ouvrages. On peut notamment citer deux expériences réussies: la surveillance, aux Pays-Bas, des polders et des digues depuis plusieurs siècles et l'inspection des carrières de Paris depuis près de 200 ans. Par ailleurs, la question des déchets radioactifs a été prise en compte très tôt par les acteurs du nucléaire et pour la majeure partie des déchets, les solutions sont effectives.
Concernant les déchets à vie longue, la question doit aboutir à partir de 2006 par une prise de décision de la part du Gouvernement et du Parlement français en regard des solutions proposées par les acteurs de la recherche. Enfin, afin de tenir compte de l'évolution future des connaissances, le Gouvernement français a souhaité, en 1998, que les recherches sur le stockage en profondeur mettent l'accent sur la réversibilité de façon à préserver la liberté de choix des générations futures.

L'étude publiée fin 2003 par la Direction générale de l'énergie et des matières premières (DGEMP) montre que pour la production d'électricité en base (c'est-à-dire un fonctionnement plus de 330 jours par an), le nucléaire est la source d'énergie la moins chère en France.
Pour un fonctionnement en base, le nucléaire, avec un coût de production de 28,4 euros par MégaWattheure TTC, apparaît plus compétitif que le gaz (35 euros/MWh TTC) et le charbon (32 à 33,7 euros/MWh TTC).
Ces résultats intègrent la totalité des coûts pour la filière nucléaire, c'est-à-dire la recherche et développement, le traitement des combustibles usés, le démantèlement des installations et la gestion des déchets.
Cette compétitivité s'accroît si l'on tient compte des coûts induits par la limitation des émissions de gaz à effet de serre qui pourraient représenter entre 1,5 et 15 euros/MWh pour le gaz et la charbon. (selon les hypothèses faites sur le coût de la tonne de CO₂.
En outre, il faut souligner que le coût du kWh nucléaire offre une meilleure garantie de stabilité sur le long terme car le prix de l'uranium n'y représente que 5% (contre 50 à 70% pour les combustibles fossiles)

En fonctionnement normal, une centrale nucléaire émet des rejets radioactifs liquides ou gazeux. Ce sont des rejets autorisés par les Pouvoirs Publics, avec bien sûr des limites à respecter. Ces limites sont fixées de telle manière que les niveaux prévus ne sont en aucun cas nocifs ou dangereux pour l'environnement, et n'augmentent pas de façon significative la radioactivité naturelle. Dans la pratique, les rejets radioactifs sont en fait très inférieurs à ces normes réglementaires.

Des contrôles réguliers ont lieu, pour vérifier que les rejets respectent bien les normes autorisées. Ces contrôles et mesures systématiques ne montrent pas de marquage du milieu terrestre dû aux rejets des centrales nucléaires. Dans le milieu aquatique, quelques éléments à vie courte sont décelables à de très faibles concentrations, mais restent très en deçà des limites autorisées.

Il y a aujourd'hui, dans le monde, 441 réacteurs nucléaires en service. Leur âge moyen est de 20 ans, cependant 50 réacteurs ont plus de 30 ans et 8 plus de 40 ans.
La France a l'un des parcs nucléaires les plus jeunes. Une de ses caractéristiques essentielles est qu'il a été, pour l'essentiel, mis en service en dix ans, de 1980 à 1990.
Cela implique que, corrélativement, la baisse de capacité de production électronucléaire pourrait être aussi rapide que l'a été sa montée en puissance.
En France, dans l'hypothèse de l'allongement de la durée de vie des réacteurs nucléaires du parc à 40 ans, l'arrêt des premières centrales devrait intervenir entre 2015 et 2020. Se poserait alors la question de leur renouvellement, avec d'autant plus d'acuité que le parc nucléaire français ayant été construit en un temps très court, de nombreux réacteurs s'arrêteraient quasiment en même temps: 14 des plus anciens réacteurs actuels auront 40 ans ou plus en 2020. En 2025, ce sera le cas de 34 autres réacteurs, soit 31 000MWe représentant 50% de la puissance du parc électronucléaire actuel.
S'il est décidé de remplacer ces moyens de production par d'autres réacteurs nucléaires, c'est vers la 3ème génération de réacteurs qu'il faut se tourner, car c'est dans cette génération qu'il est possible de trouver des réacteurs susceptibles d'être opérationnels à cette échéance.
Les réacteurs de troisième génération sont des concepts évolutionnaires, c'est à dire dérivés des réacteurs actuellement en fonctionnement. Conçus sur les mêmes principes, ils capitalisent dans leurs technologies l'expérience acquise par ces réacteurs pendant plusieurs dizaines d'années.
Pour le réacteur EPR, développé par Framatome et Siemens, dont les études ont été engagées à partir de 1992, le renforcement de la sûreté a été pris en compte dans la conception du réacteur. Ce renforcement se traduit notamment par la mise en ouvre d'une redondance accrue des dispositifs de sûreté pour diminuer encore la probabilité d'occurrence d'accidents et par une conception appropriée garantissant de manière passive l'exécution des fonctions de sauvegarde en situation accidentelle.
Le design du réacteur EPR est l'aboutissement d'une quinzaine d'années de recherches et développements menés conjointement par le CEA et ses homologues allemands, en relation étroite avec les Autorités de sûreté nucléaires des deux pays. Les études menées sur la conception du réacteur, ont permis d'améliorer encore la sûreté du réacteur. Ainsi, la probabilité déjà infime d'un accident grave avec fusion du cour, a été encore réduite d'un facteur 10 (passant de 1 pour 100 000 ans à 1 pour 1 000 000 ans) et l'impact de ce type d'accident à l'extérieur de l'enceinte a été réduit, évitant toute évacuation de personne et la contamination des sols environnants. Sur le cycle du combustible, les avancées obtenues laissent entrevoir une meilleure valorisation des combustibles par la capacité d'EPR à fonctionner avec un coeur chargé à 100% en Mox (mélange d'oxyde d'uranium et de plutonium) et par son aptitude au multirecyclage du plutonium.

Les chutes d'avion accidentelles sont prises en compte dans les études de conception des centrales nucléaires, il est vrai en prenant comme hypothèse des avions de taille réduite, de chasse ou de tourisme. Le projet EPR prend en compte la chute accidentelle d'un avion militaire, type Rafale. Les effets mécaniques principaux sous cet impact (risque local de perforation, risque global de vibrations) ne conduisent pas à dépasser le critère de résistance locale ultime. Les conséquences secondaires suite à l'impact (incendie.) sont également prises en compte. La coque externe (1,30 m. d'épaisseur, fortement ferraillée), qui enveloppe le bâtiment combustible et qui est connectée à l'enceinte externe du réacteur, facilite, par effet de masse et de raideur la répartition de l'énergie transmise par la chute de l'avion.
Mais même la chute accidentelle d'un avion commercial plus lourd ne remet pas en cause la protection assurée par la coque externe et la séparation géographique, l'avion commercial constituant un projectile plus mou que l'avion militaire, moins perforant, exerçant une force répartie sur une plus grande surface.
En ce qui concerne des chutes d'avion intentionnelles, les installations nucléaires font l'objet d'une surveillance continue. Ces sites sont interdits de survol aérien (les avions de tourisme égarés au-dessus d'une centrale ont vu leur licence de vol retirée).
Les installations nucléaires, à la différence des tours du World Trade Center qui étaient conçues avec une structure interne rigide et porteuse, ont une structure externe en béton armé extrêmement résistante. Un avion suicide ne pourrait donc entrer dans un bâtiment de la même manière que dans une tour.

Plusieurs études scientifiques viennent étayer ces arguments : 

• Une étude menée en Allemagne ( citée dans le n° 359 du magazine La Recherche, p. 28) conclut que les simulations démontrent que pour le pilote d'un appareil suicide de type boeing 747, " il semble difficile de viser pile le bâtiment réacteur ". Concernant la tenue des enceintes en béton, " même en cas d'impact, les calculs montrent que pour un F-15, les enceintes résisteront ", a fortiori pour un avion de ligne dont le pouvoir de pénétration est moindre.
• Une étude publiée dans Science par 19 scientifiques américains (D M. Chapin et al., Science, 297, 1997, 2002) ont étudié la question de savoir si un avion serait capable de transpercer le mur de béton 1,5 m. d'épaisseur, renforcé par une structure en acier, protégeant le cour d'un réacteur. Au vu des tests réalisés en 1988 au Sandia National Laboratory avec un F-4 Phantom, la réponse est négative. Un tel avion percutant un mur en béton de 3,6 m. d'épaisseur à 774km/h ne pénètrerait que de 5cm dans la structure de béton. Dans l'hypothèse de fusion de cour provoquée par une action terroriste, aux modalités non précisées, les 19 scientifiques, s'appuyant sur l'analyse réalisée après l'accident de Three Miles Island survenu en 1979 aux Etats-Unis, et notamment sur des échantillons recueillis dans le cour du réacteur, écartent tout danger.
• Enfin, l'EPRI (Electric Power Research Institute) a fait réaliser à la demande du Nuclear Energy Institute une étude (publiée en décembre 2002) de comportement des installations et composants nucléaires au choc d'un avion de ligne (bi-réacteur boeing 767-400). Cette étude montre, en retenant un choc perpendiculaire à l'enceinte, que ni le cockpit, ni le moteur, ni les ailes ou les réservoirs n'entrent dans l'enceinte. Il est simplement constaté un écrasement du béton au point d'impact.