Superphénix, Malville, France

Centrale nucléaire Superphénix

Centrale nucléaire Superphénix

L’Almanach Cousteau de l’Environnement – Un tour du Monde non conformiste – pages 95-96

En 1981 le surrégénérateur Superphénix de Malville, petit village du Rhône, était encore en construction. Cette centrale nucléaire nouvelle génération (à “neutrons rapides”), d’une capacité de  1200 mégawatts, devait être opérationnelle en 1983. La France devait alors se positionner comme le leader mondial de l’énergie nucléaire.

C’est à la suite de la crise pétrolière de 1973 que le gouvernement français, voulant assurer au pays une certaine indépendance énergétique, a décidé de mettre en chantier son  programme ambitieux de développement de la filière nucléaire. La France n’avait alors que 4 centrales. On en comptait 12 de plus début 1980, assez pour satisfaire 20% de la consommation d’électricité. Il était prévu de construire une nouvelle centrale tous les 2 mois jusqu’à la fin du siècle. Le nucléaire devait fournir 55% de l’électricité dès 1985. Pour approvisionner toutes ces centrales en combustible, la France construisait une usine d’enrichissement de l’uranium à Tricastin. Enfin, l’usine de la Hague devait recycler l’uranium usagé. Le gouvernement était soutenu dans cette stratégie énergétique par une majorité de français. Pour affaiblir l’opposition au nucléaire, le Président Giscard d’Estaing décida d’une réduction de 15% de l’électricité des habitants des localités limitrophes d’une centrale.

Les surrégénérateurs devaient en théorie permettre de réaliser des économies significatives de combustible. Un réacteur à eau pressurisée (100% du parc français actuel) utilise des neutrons lents, c’est-à-dire ralentis dans un milieu modérateur eau pressurisée), pour brûler l’Uranium-235, isotope fissible qui ne représente que 0,7% du minerai. Il est nécessaire d’enrichir l’uranium naturel à 3 à 5 % d’Uranium-235 pour l’utiliser dans ce type de réacteur (90 à 95% pour une bombe atomique de type Hiroshima). Le réacteur de Superphénix utilisait des neutrons rapides pour la transformation de l’Uranim-238, isotope majoritaire non fissible (99,3%), en Plutonium-239. Ce dernier a une probabilité de fission plus élevée que l’Uranium-235 et libère davantage de neutrons par fission, ce qui lui confère une masse critique plus faible. Le réacteur de Superphenix était alimenté par de l’oxyde de plutonium et de l’oxyde d’Uranium-238. Un noyau de Pu239 percuté par un neutron fournit une quantité importante d’énergie et génère à son tour 3 neutrons qui peuvent percuter à leur tour d’autres noyaux de Plutonium et d’Uranium-238. La quantité de Plutonium produite à l’intérieur du réacteur sera donc supérieure à la quantité introduite initialement. C’est ce qu’on appelle la surgénération. Théoriquement, les neutrons rapides sont aussi capables d’entrainer la fission des actinides mineurs qui sont des déchets radioactifs à très longue durée de vie.

Le principal désavantage des neutrons rapides est leur très faible probabilité d’interaction avec les noyaux d’Uranium. L’investissement nécessaire pour construire une centrale à surgénération était nettement plus important que pour les centrales classiques (+50%). Autre problème : le plutonium produit au cours du procédé est le même que celui des bombes atomiques. Le président Jimmy Carter n’avait pas voulu prendre de risque et avait refusé ce type de centrale sur  le sol américain. Un autre désavantage était l’utilisation de sodium fondu comme fluide caloporteur. Le sodium liquide n’est pas un matériau anodin. Il a l’inconvénient d’exploser au contact de l’eau et de brûler au contact de l’air.  Or, le cœur de Superphenix et le circuit primaire renfermaient pas moins de 5500 tonnes de sodium liquide dont une partie était passée à travers la cuve en acier du cœur.

En 1981 les adversaires du nucléaire déclaraient que le nucléaire était en réalité une énergie très coûteuse si l’on tenait compte des coûts de développement, d’installation, de combustibles, de traitement et de stockage des déchets et des coûts non calculables liés au risque d’accident.

 

La situation s’est-elle améliorée depuis 1981 ?

La centrale a été mise en service en 1985 et couplée au réseau électrique au début de l’année 1986 pour fonctionner par intermittence… entre les incidents qui se sont succédé de 1987 à 1994 et qui ont entrainé de longues périodes d’arrêt du réacteur. Sur la période 1985-1996 Superphenix n’aura finalement produit de l’électricité que pendant 54 mois et la production totale n’a atteint que 7,5 à 8,2 TWh (selon Wise-Paris et l’AIEA), soit un facteur de charge moyen de 6,3 à 6,8 %.

Superphenix a été définitivement arrêté en 1997. Son coût de construction et de fonctionnement sur quelques années aurait atteint ~12 milliards d’euros, selon un rapport de la Cour des Comptes (“Les coûts de la filière électronucléaire” janvier 2012). Sans compter l’électricité qu’il a fallu fournir jusqu’en 2000 aux actionnaires italiens et allemands pour les dédommager. Le démantèlement de Superphenix, estimé à près de 1 milliard d’euros, est en cours et ne sera pas terminé avant 2028. Mais l’histoire nous a appris à nous méfier des prévisions de l’industrie du nucléaire en France. Le site continue d’employer des centaines de personnes (EDF et prestataires).

Superphenix ne renaitra pas de ses cendres, ni d’ailleurs les énormes sommes d’argent gaspillées pour satisfaire la vanité de quelques uns. Le plus consternant dans cette histoire est que la France n’a pas retenu la leçon, ni renoncé à se ridiculiser aux yeux du monde entier. Le réacteur EPR (Réacteur Pressurisé Européen) présenté par AREVA comme la troisième génération de centrale nucléaire, semble suivre le même chemin que Superphenix. Les deux chantiers de construction à Flamanville (Manche) et à Olkiluoto (Finlande) accumulent retards et surcoûts et ont déjà failli entrainer la faillite d’AREVA.

Sur les 58 réacteurs nucléaires français, 13 sont définitivement arrêtés et un est en construction (EPR).

La plupart des réacteurs dits de quatrième génération seraient basés sur l’utilisation des neutrons rapides. Ils ne devraient pas voir le jour avant 2040. Avec le projet ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) de démonstrateur pour un réacteur au sodium d’une puissance de 600 MW, la France ne semble pas avoir renoncé à l’énergie nucléaire. La décision de construire ce démonstrateur ne sera pas prise avant 2020 et le démarrage des expérimentations sur le site de Marcoule n’interviendrait pas 2025. L’un des principaux obstacles à cette technologie sera la sûreté du réacteur. L’exemple de Superphenix nous a montré que les ingénieurs du nucléaire sont parfaitement capables de démarrer une installation sans une véritable maîtrise des risques. Il va de soit que le CEA (Commissariat à l’Énergie Atomique) déclare que cette fois tout sera fait pour rompre avec la relative insouciance du passé. Il va aussi de soit que nous ne sommes pas obligé de le croire. En 1995, un incendie s’était déclaré dans le réacteur prototype japonais Monju à la suite d’une fuite de sodium. Le réacteur qui n’aura fonctionné que quelques mois a dû être arrêté pendant plus de quatorze ans, pour être relancé quelque mois avant la catastrophe de Fukushima (lire article “le coût caché d’un accident nucléaire“). Le coût financier d’ASTRID est estimé, selon certaines sources, à plus de 5 milliards d’euros. Si les estimations ont été réalisées par les mêmes experts que pour l’EPR de Flamanville (devis initial : 3 milliard d’euros – coût final estimatif : 10,5 milliards d’euros), nous pouvons nous attendre à voir ce coût exploser.

 

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