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énergie nucléaire

(latin nucleus, noyau)

Explosion de la bombe A sur Hiroshima
Explosion de la bombe A sur Hiroshima

Énergie mise en jeu dans les transitions d'un niveau énergétique d'un noyau à un autre niveau énergétique et dans les réactions nucléaires ; dans un sens plus restreint, énergie libérée lors des réactions de fission ou de fusion nucléaires.

1. Une source d'énergie considérable

Les atomes sont constitués d'un noyau, assemblage de protons et de neutrons, autour duquel gravitent des électrons. L'énergie nucléaire correspond à l'énergie de liaison qui assure la cohésion des protons et des neutrons au sein du noyau. Cette énergie est effectivement libérée lors des phénomènes de fission ou de fusion. Elle est énorme par rapport à la masse de matière subissant la transformation. C'est ainsi que la fission d'un gramme d'uranium 235 produit autant d'énergie que la combustion de trois tonnes de charbon. Cette concentration de puissance est la caractéristique fondamentale de l'énergie nucléaire lorsqu'on la compare aux autres formes d'énergie.

L'énergie de fission est utilisée d'une part pour les usages civils, dans les réacteurs nucléaires, d'autre part pour les usages militaires dans les bombes atomiques, dites « bombes A », qui sont agencées pour que la libération d'énergie soit aussi brutale et complète que possible.

L'énergie de fusion est mise en œuvre pour les usages militaires dans la bombe à hydrogène, dite « bombe H », où la température nécessaire à l'amorçage de la réaction est obtenue par l'explosion d'une bombe atomique. Des recherches sont en cours pour réaliser des réacteurs thermonucléaires qui permettraient de produire industriellement de l'énergie (de l’électricité) pour les usages civils à partir des réactions de fusion (réacteur expérimental ITER).

L’identification des moyens permettant d'extraire l'énergie concentrée dans les noyaux atomiques a constitué un des principaux enjeux des recherches conduites par les physiciens dans la première moitié du xxe s. Après des essais préalables effectués sur des « piles » atomiques aux États-Unis en 1942 et en France en 1948, ces recherches ont abouti, dans le domaine civil, à un résultat majeur : la première production d'électricité grâce à l'énergie nucléaire, intervenue en 1951 sur un petit réacteur expérimental construit dans l'Idaho. Durant les années suivantes, les premières centrales nucléaires de taille dite « commerciale » ont vu le jour en ex-U.R.S.S., au Royaume-Uni, aux États-Unis et en France. Depuis lors, un développement technologique et industriel soutenu a fait de l'énergie nucléaire une des principales sources d'énergie utilisée dans le monde pour la production de courant électrique : en 2011 (avant la catastrophe de Fukushima), 440 réacteurs installés (et 67 en construction), répartis dans 31 pays et représentant une puissance installée de 2 518 TWh, ont fourni environ 13,5 % de l’électricité produite dans le monde. En 2013, la production mondiale d’électricité d’origine nucléaire n’est plus que de 11 %.

En Europe, 18 pays produisent de l’électricité nucléaire. La France, deuxième producteur mondial avec la moitié de la production étatsunienne, vient en tête. Suivent par ordre décroissant, la Russie, l’Allemagne (qui devrait stopper sa production en 2021), l’Ukraine, la Suède, le Royaume-Uni, l’Espagne, la Belgique, la Suisse, la république Tchèque, la Finlande, la Slovaquie, la Hongrie, la Bulgarie, la Lituanie, la Roumanie, la Slovénie et les Pays-Bas.

2. Les réactions nucléaires

Les réactions nucléaires étudiées en laboratoire sont le plus souvent induites par des particules provenant d'un accélérateur ou par les neutrons d'un réacteur. La première fut réalisée par Rutherford en 1919 grâce aux particules α émises par le radium :

.

Comme dans toute réaction nucléaire, il y a conservation de la charge, de l'énergie et du nombre de nucléons, mais une faible variation de masse. De telles transmutations d'un élément en un autre servent à produire le plutonium à partir de l'uranium, le tritium à partir du lithium et d’autres isotopes radioactifs à partir d'éléments stables.

2.1. La fission

La fission consiste en la cassure d'un noyau lourd en deux fragments plus légers sous l'impact d'un neutron. Spontanée ou provoquée, elle s'accompagne de l'émission de deux ou trois neutrons. Ces neutrons peuvent provoquer à leur tour la fission d'autres noyaux… et ainsi de suite dans une réaction en chaîne. Des atomes fissiles en quantité suffisante et agencés selon une géométrie particulière peuvent donner lieu à une réaction en chaîne se propageant si rapidement qu'elle conduit à une réaction explosive. C'est ce qui se produit dans les bombes atomiques. Dans le cas des centrales nucléaires, la proportion beaucoup plus faible de matière fissile et des dispositifs de régulation appropriés permettent de contrôler la réaction en chaîne et d'obtenir un dégagement d'énergie continu et prédéterminé.

De tous les atomes existant à l'état naturel, seul l'atome d'uranium, dans sa variété – ou isotope – uranium 235 est susceptible de subir la fission. L'uranium constitue ainsi le combustible de base des réacteurs nucléaires. D'autres éléments lourds, tel le plutonium, obtenu par transmutation de l'uranium, sont également susceptibles de fission. Le plutonium est utilisé dans les réacteurs dits « à neutrons rapides », ou surgénérateurs, et associé à de l’uranium dans les réacteurs à eau ordinaire (combustibles MOX).

2.2. La fusion

La fusion est l'autre forme de libération de l'énergie nucléaire. Elle correspond à l'agglomération de deux noyaux légers se fondant l'un dans l'autre pour former un noyau plus lourd.

À l'œuvre dans les étoiles, les réactions de fusion sont provoquées par l'agitation thermique des atomes portés à très haute température (plusieurs dizaines de millions de degrés). Les engins militaires dits « thermonucléaires » (bombes H) opèrent la fusion quasi instantanée de noyaux d'hydrogène dans une réaction explosive. Des recherches sont en cours pour tenter de maîtriser l'énergie de fusion dans une réaction contrôlée. Mais la faisabilité technologique d'un tel projet, qui permettrait d'accéder à une source d'énergie pratiquement inépuisable, reste à démontrer. C’est l’objet du réacteur expérimental ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), dont un prototype pourrait voir le jour à l’horizon 2050.

3. Les centrales nucléaires

Dans une centrale nucléaire, on utilise la chaleur dégagée par la fission de l'uranium pour produire de l'électricité. Ce principe de fonctionnement est identique à celui des centrales thermiques classiques dans lesquelles la chaleur provient de la combustion du charbon, du gaz ou du fioul.

3.1. Le processus de production d'électricité

Dans les réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP), le modèle le plus répandu dans le monde, le processus de production d'électricité se déroule de la manière suivante : l'uranium, enrichi (dans une proportion de 3,5 à 4 %) en isotope 235, conditionné sous forme de petites pastilles, est enfermé dans des assemblages métalliques étanches baignant dans une cuve en acier remplie d'eau ordinaire. La chaleur intense dégagée par la fission des noyaux d'uranium porte les assemblages à haute température. À leur contact, l'eau de la cuve s'échauffe (à environ 300 °C) et, maintenue sous pression pour ne pas bouillir, circule en boucle dans un circuit fermé appelé circuit primaire. Par l'intermédiaire d'un générateur de vapeur, le circuit primaire communique sa chaleur à l'eau d'un autre circuit fermé : le circuit secondaire. L'eau se vaporise et la vapeur obtenue entraîne le groupe turboalternateur qui produit l'électricité. La vapeur est ensuite condensée à la sortie de la turbine, retransformée en eau et renvoyée dans le générateur de vapeur pour un nouveau cycle.

3.2. Le refroidissement

Le refroidissement de la vapeur sortant de la turbine est assuré par un condenseur, dans lequel circule de l'eau froide puisée à une source extérieure : fleuve ou mer. Dans certaines centrales, des tours de réfrigération, ou aéroréfrigérants, équipent le circuit de refroidissement, ce qui permet de diminuer les quantités d'eau prélevée à l'extérieur.

3.3. Architecture d'une centrale nucléaire

La cuve du réacteur, les trois ou quatre générateurs de vapeur qui y sont reliés, le pressuriseur ainsi que les tuyauteries du circuit primaire forment l'îlot nucléaire. Ces composants sont enfermés dans le bâtiment réacteur, enceinte cylindrique étanche en béton d'environ 75 mètres de hauteur et 50 mètres de diamètre. Le groupe turboalternateur est installé dans un bâtiment attenant.

L'ensemble formé par l'îlot nucléaire et son groupe turboalternateur constitue une tranche. Une centrale est généralement constituée du regroupement, sur le même site, d'au moins deux tranches.

3.4. Pilotage et exploitation

Le pilotage d’un réacteur s'effectue au moyen de barres de contrôle constituées de matériaux absorbant les neutrons. En enfonçant ces barres plus ou moins profondément dans la cuve du réacteur, au milieu des assemblages contenant l'uranium, on peut faire varier l'intensité de la réaction en chaîne et régler ainsi la puissance du réacteur au niveau souhaité. En cas d'urgence, des barres de sécurité chutent automatiquement, stoppant la réaction en chaîne ayant lieu au sein du réacteur. Ces opérations de pilotage et toutes celles qui concourent à la surveillance et à la conduite d'une tranche nucléaire sont effectuées depuis la salle de commande, à l'aide de systèmes largement automatisés et télécommandés. Pour assurer au quotidien l'ensemble des tâches d'exploitation d'une tranche, il faut en général entre 500 et 600 personnes.

3.5. L'uranium et le cycle du combustible

Métal très dense relativement abondant dans l'écorce terrestre, l'uranium doit à ses exceptionnelles capacités de fission d'être le combustible de base des centrales nucléaires. Avant et après son passage dans le réacteur, il fait l'objet d'un certain nombre de transformations et d'opérations au long d'un processus couramment appelé « cycle du combustible ». Extrait de la mine, l'uranium naturel est concentré sous forme de poudre, puis purifié et converti en un composé chimique adapté. Lorsqu'il est destiné aux centrales de la filière à eau ordinaire, il est légèrement « enrichi » (3,5-4 %) dans sa variété uranium 235, la seule capable de subir la fission. En effet, l’uranium 235 ne représente que 0,72 % de l’uranium naturel.

Les assemblages combustibles, dans lesquels l'uranium est conditionné, séjournent trois ou quatre ans en réacteur. Au terme de ce délai, le combustible « usé » contient encore 96 à 97 % de matières énergétiques : l'uranium ainsi que du plutonium formé lors des réactions nucléaires. Le retraitement permet de récupérer ces matières en vue de leur recyclage. L'uranium, issu du retraitement qui contient encore 0,85 % d'isotope 235, peut être ré-enrichi en économisant des services d’enrichissement très coûteux, pour fabriquer de nouveaux combustibles. Le plutonium pourra être recyclé sous forme d'oxyde, associé à de l'oxyde d'uranium pour fabriquer des combustibles mixtes (MOX).

Les déchets ou « produits de fission » restants sont traités et entreposés avant stockage définitif. (Si certains pays, dont la France, pratiquent le retraitement, d'autres stockent, en l'état, les assemblages combustibles usés sans en récupérer les matières énergétiques.)

3.6. Radioactivité et radioprotection

L'uranium, le plutonium et les produits de fission engendrés par les réactions nucléaires sont des éléments radioactifs. Il en résulte une contrainte majeure pour l'industrie nucléaire qui doit assurer, à tous les stades de ses activités, la protection des individus et de l'environnement contre les risques dus aux rayonnements (→  irradiation).

La radioactivité est un phénomène affectant certains types d'atomes instables. Pour acquérir une meilleure stabilité, ces atomes expulsent une partie de la matière et de l'énergie qu'ils contiennent. Les rayonnements issus des composés radioactifs revêtent des formes différentes – particulaire ou électromagnétique – selon le type d'atome subissant la transformation. Bien que la radioactivité soit une composante naturelle de l'environnement, des doses excessives de rayonnement – perturbant l'organisation et le fonctionnement des cellules – peuvent être gravement nuisibles à la santé des personnes. Manipulant de grandes quantités de matières radioactives, l'industrie nucléaire doit donc faire face à l'impératif de la radioprotection. Elle est organisée en conséquence selon des dispositions techniques, des procédures d'exploitation et des réglementations destinées à limiter l'exposition à la radioactivité des travailleurs et du public. Le système de surveillance de la radioprotection est assuré par l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), entité indépendante du Commissariat à l’énergie atomique (CEA) depuis 2002.

3.7. La sûreté des centrales nucléaires

L'impératif essentiel que s'assignent les agences de la sûreté nucléaire est d'empêcher en toutes circonstances la dispersion vers l'extérieur de quantités excessives de produits radioactifs. En France, la sûreté nucléaire des sites est assurée par l’Autorité de sûreté nucléaire française (ASN) – et l’IRSN –, de manière indépendante du CEA depuis la loi relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (TSN) de 2006.

3.7.1. Les dispositifs de sûreté nucléaire

Cet objectif a conduit à une démarche globale de sûreté fondée sur la mise en place de plusieurs « lignes de défense » successives : la conception des centrales intègre les différentes hypothèses d'accident ainsi que les systèmes de sauvegarde capables d'y faire face ; l'exploitation des centrales en appelle à des procédures strictement définies et à des équipes hautement spécialisées ; les actions et interventions à engager en cas d'accident sont codifiées en détail dans des « plans d'urgence » qui doivent être régulièrement testés.

→  accident nucléaire.

Ces différentes préventions et parades, dont la combinaison est appelée « défense en profondeur », s'articulent autour d'un dispositif technique majeur destiné à empêcher la dispersion des produits radioactifs. Ceux-ci sont enfermés à l'intérieur de trois barrières de confinement superposées : les gaines de métal contenant le combustible nucléaire ; la cuve en acier du réacteur (prolongée par les tuyauteries du circuit primaire) ; l'enceinte en béton entourant l'îlot nucléaire. Ce dispositif, appelé à garantir l'étanchéité globale du système, équipe la quasi-totalité des centrales nucléaires de technologie occidentale.

3.7.2. Le bilan de sûreté des centrales nucléaires

À l'examen des données statistiques réunies depuis soixante ans, si le nombre des accidents graves entraînés par la production d'électricité nucléaire s'est révélé limité, leurs conséquences s'établissent à long terme et sur une échelle très large.

→ accident nucléaire.

L'accident de Tchernobyl a longtemps été qualifié d'exceptionnel. Les causes qui l'ont provoqué (modèle de réacteur au fonctionnement instable ; non-respect des procédures de sûreté ; absence d'enceinte de confinement destinée à empêcher la dispersion de produits radioactifs dans l'environnement) ne semblaient en tout cas pas transposables aux centrales de technologie occidentale exploitées selon les procédures appropriées. Mais l'accident de Fukushima survenu au Japon le 11 mars 2010, à la suite d'un tsunami, a montré la vulnérabilité de certaines installations, et surtout la défaillance à la fois de la compagnie d’électricité japonaise exploitant la centrale de Fukushima (TEPCO – Tokyo Electric Power Company) dans sa gestion de la catastrophe et de l’agence de sûreté japonaise. Ces accidents montrent les limites de la sûreté de ce type de centrales nucléaires qui nécessitent, a minima, une absolue vigilance à toutes les étapes de leur fonctionnement, des contrôles de sûreté accrus et des autorités de contrôle indépendantes pour éviter tout conflit d’intérêt.

D’autres types de réacteurs, dits de quatrième génération, moins polluants et plus sûrs, sont actuellement à l’étude dans le cadre du Forum international génération IV, tels que les réacteurs à sels fondus ou les réacteurs à neutrons rapides de type Superphénix et dont un nouveau prototype français, baptisé Astrid, est prévu à l’horizon 2020. Toutefois, il est important de noter que l’éventuel déploiement d’une filière de réacteurs de quatrième génération n’est possible que si les réacteurs de générations II et III se déploient considérablement au préalable de manière à disposer de suffisamment de combustible (notamment de plutonium).

Pour en savoir plus, voir l'article risques naturels et technologiques.

3.8. Énergie nucléaire et environnement

Dans le cours normal de leur exploitation, les centrales nucléaires et les installations du cycle du combustible rejettent dans l'environnement des effluents liquides ou gazeux. Les réglementations nationales fixent des limites impératives aux quantités de rejets autorisés afin de maintenir à des niveaux acceptables les nuisances potentielles qu'ils représentent.

Ces rejets sont de nature thermique, chimique et radioactive.

3.8.1. Les rejets thermiques

 Les rejets thermiques sont dus à l'eau des circuits de refroidissement qui est restituée, légèrement échauffée, au fleuve ou à la mer. Il en résulte une augmentation de quelques degrés de la température du milieu aquatique aux abords du site. Dans certains cas, ces rejets s'effectuent aussi dans l'atmosphère par l'intermédiaire de tours de refroidissement.

3.8.2. Les rejets chimiques

Les rejets chimiques, constitués de sodium, chlorures, sulfates, résultent des opérations de déminéralisation de l'eau des circuits de la centrale. Leur impact sur la faune et la flore aquatiques est négligeable.

3.8.3. Les rejets radioactifs

Les rejets radioactifs, liquides ou gazeux, en provenance des circuits d'épuration et de filtration de l'installation font l'objet d'une surveillance particulière. Les quantités de rejets autorisés sont fixées à des niveaux très largement inférieurs aux seuils de risques. En France, ces rejets représentent moins de 1 % de la radioactivité naturelle et n'entraînent pas de nuisance mesurable sur la santé des populations et sur l'environnement.

En fonctionnement normal, une caractéristique écologique majeure des installations nucléaires est de ne provoquer aucune pollution de l'atmosphère, contrairement aux centrales électriques à combustibles fossiles qui rejettent de grandes quantités de poussières, de gaz à effet de serre et autres produits polluants (gaz carbonique, oxydes de soufre et d'azote, etc.). Cependant, les nuages radioactifs (iode 131, césium 137) qui ont résultés des catastrophes nucléaires de Tchernobyl et de Fukushima ont mis en lumière les risques pour la santé (→ irradiation) et pour l'environnement (à l’échelle planétaire dans le cas de Tchernobyl). Enfin, le problème des déchets nucléaires produits lors de la fabrication d'énergie est matière à débat.

3.9. Énergie nucléaire et santé

En temps normal, la radioactivité est confinée à l’intérieur des centrales. Les populations vivant à proximité de ces dernières sont exposées à une radioactivité négligeable, d’environ 0,002 à 0,004 Sv (sievert)/an. À titre de comparaison, la radioactivité naturelle (émise par les sols, les roches et l’atmosphère) s’élève – en France – à 2,5 mSv par an en moyenne, tandis que l’exposition à la radioactivité artificielle (médicale principalement) est estimée à 1,16 mSv par an (soit une exposition totale de 3,66 mSv annuels). → radioactivité

La législation française veut que l'exposition du personnel travaillant dans les centrales nucléaires ne dépasse pas les limites sanitaires fixées par les principes de radioprotection du Code de la santé publique (à savoir, pour le corps entier, 20 mSv maximum sur douze mois consécutifs). Le dosage de la radioactivité à laquelle une personne est soumise est effectué par des instruments appelés dosimètres.

En cas d’incident ou d’accident nucléaire, les risques pour la santé des personnels et des populations sont fonction de l’ampleur et de la localisation de l’événement, ainsi que du type de rayonnement émis (tous n’ont pas les mêmes effets sur les tissus vivants).

→ irradiation.

4. Les déchets nucléaires

L'innocuité des centrales nucléaires vis-à-vis de l'atmosphère a une contrepartie négative : la présence, à la fin du cycle de production, de résidus solides radioactifs constitués par les « cendres » de combustion de l'uranium et par divers objet et matériels contaminés. Bien que de volume réduit, ces déchets sont la contrainte écologique majeure que doit gérer l'industrie nucléaire. Niveau de radioactivité et « durée de vie » déterminent trois grandes catégories de déchets (« A », « B », « C ») qui font l'objet en France d'une gestion spécifique du point de vue de leur traitement, de leur conditionnement, de leur entreposage et de leur stockage.

4.1. Les déchets à vie courte (déchets « A »)

Environ 90 % des déchets nucléaires voient leur radioactivité décroître assez rapidement avec le temps. Compactés et conditionnés dans des fûts de métal ou de béton, ils sont stockés en surface dans des cases étanches et deviendront pratiquement inoffensifs au bout de 200 à 300 ans.

4.2. Les déchets à vie longue (déchets « B » et « C »)

Environ 10 % des déchets nucléaires sont à vie longue. Ceux qui présentent une radioactivité faible ou moyenne (déchets « B ») sont compactés et entreposés sur leur lieu de production. Les déchets très radioactifs ou « produits de fission » (déchets « C ») récupérés lors du retraitement des combustibles usés sont vitrifiés, enfermés dans des conteneurs en acier et entreposés dans des puits spécialement aménagés en attendant un stockage définitif. Même si la radioactivité de ces déchets diminue avec le temps, leur longue durée de vie impose de leur trouver un confinement sûr pendant des milliers d'années. Un assez large consensus existe entre experts pour considérer comme une solution adaptée l'enfouissement en profondeur de ces déchets, dans des entrepôts de stockage aménagés à plusieurs centaines de mètres sous la terre, dans des couches géologiques stables et imperméables. Une autre option possible est celle d'un stockage réversible, en sub-surface, ce qui permettrait la récupération future de ces déchets dans le cas où l'on découvrirait un procédé permettant leur complète neutralisation.

En France, l’option d’un stockage en profondeur sous le territoire de la commune de Bure dans la Meuse a été privilégiée dans le cadre de la loi Bataille relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs de haute activité. Selon l’ANDRA, le coût d’un site comme celui du site de Bure est actuellement estimé à 35 milliards d’euros (pour l’ensemble du parc électronucléaire français actuel jusqu’à fin de vie du parc, c’est-à-dire environ 40-45 ans).

5. Le programme nucléaire français

Engagé dans les années 1950 et massivement relancé en 1974, un programme d'équipement méthodique a fait de la France la deuxième puissance nucléaire « civile » du monde après les États-Unis, et la première au regard de la part occupée par le nucléaire dans la production d'électricité (78 %). Fondées sur une technologie d'origine américaine progressivement et complètement francisée, les centrales exploitant des réacteurs de type à « eau sous pression » (REP) ont été construites en séries standardisées correspondant à trois paliers différents de puissance (900 MW, 1 300 MW, 1 450 MW).

Les cinquante-huit tranches en service ont démontré une fiabilité technique satisfaisante et une bonne disponibilité. Ce parc électronucléaire a permis une amélioration spectaculaire de l'indépendance énergétique du pays ainsi qu'un abaissement d'environ 25 % du coût de revient du kilowattheure. Par ailleurs, grâce à une forte activité exportatrice, l'industrie nucléaire s'est révélée un facteur déterminant de la consolidation de la balance commerciale française.

Suivant cet argument économique, la France a réaffirmé en 2004 sa politique énergétique basée sur le nucléaire en décidant la construction d’un nouveau type de réacteur, dit de troisième génération : l’EPR (European Pressurized water Reactor). D’une puissance de 1 650 MW, ce réacteur présente des caractéristiques de sûreté accrues et une consommation d’uranium plus faible (15 % en moins) que les réacteurs REP.

6. L'avenir du nucléaire

De la fin des années 1980 au début des années 2000, le développement nucléaire mondial marque un premier ralentissement, dû notamment aux craintes ravivées par l'accident de Tchernobyl. Certains scénarios prospectifs prévoyaient cependant son redémarrage à plus long terme, lorsque, face à une demande énergétique en constante augmentation, les opinions et les gouvernements prendraient conscience de la nécessité d'économiser les combustibles fossiles et de restreindre plus sévèrement le dégagement des gaz à effet de serre  responsables du changement climatique ; l'énergie nucléaire pourrait alors être relancée, à condition qu'elle fournisse le gage incontestable de sa sûreté de fonctionnement et de sa compétitivité économique. Au début des années 2000 s'est manifesté, au plan mondial, un nouvel intérêt pour les réacteurs électrogènes, qu’il s’agisse des réalisations (réacteurs de troisième génération) ou des études prospectives (réacteurs de quatrième génération). Cependant, la catastrophe de Fukushima de 2010 a entièrement remis en cause cet intérêt, notamment en Allemagne où l’arrêt du nucléaire est prévu pour 2022. Toutefois, le cas de l’Allemagne est finalement assez isolé à l’échelle mondiale, puisque les États-Unis, la Russie et les grands pays émergents que sont la Chine, l’Inde et le Brésil – et même probablement le Japon à moyen terme – ont plutôt tendance à développer leur parc électronucléaire