Le « cycle du combustible »
La fabrication du combustible puis le retraitement de celui-ci à l'issue de son passage dans les réacteurs nucléaires constituent le "cycle du combustible".
La France a sur son territoire l'ensemble des installations permettant la conversion, l'enrichissement, la fabrication, le traitement et le recyclage des matières nucléaires. Le contrôle de la sûreté de ces différentes installations constitue une mission majeure pour l'Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection.
Cependant, dans un contexte où les contraintes économiques se font de plus en plus présentes, l’ASNR veille à ce que les solutions techniques retenues par les industriels soient et restent sans conséquences négatives en termes de sûreté et de radioprotection pour les travailleurs, la population et l'environnement.
Le "cycle du combustible" nucléaire débute par l'extraction du minerai, le traitement et l'enrichissement de l'uranium, passe par la fabrication des combustibles, leur utilisation en réacteur, leur retraitement et s'achève avec le stockage des divers déchets radioactifs provenant des réacteurs ou des opérations industrielles du "cycle".
Infographie
L'extraction de l'uranium
L'uranium est relativement répandu dans l'écorce terrestre, à raison de 3 grammes par tonne en moyenne. Présent dans tous les types de terrain, notamment les massifs granitiques, l'uranium est environ 50 fois plus abondant que le mercure et 1 000 fois plus que l'or.
On l'extrait de mines à ciel ouvert ou de galeries souterraines. Seules des concentrations importantes peuvent justifier son exploitation. En France, les gisements sont en voie d'épuisement ou n'offrent plus de conditions d'exploitation satisfaisantes économiquement. Aujourd'hui, les principaux gisements connus se situent en Australie, au Canada ou au Kazakhstan.
Le traitement et la conversion de l'uranium
Le minerai d'uranium une fois extrait, est purifié et concentré sous forme de yellow cake sur les sites miniers. Les installations de conversion mettent en oeuvre de l'uranium naturel dont la teneur en uranium 235 est de l'ordre de 0,7 %.
En vue de son enrichissement, le concentré solide doit préalablement être transformé en hexafluorure d'uranium gazeux au cours de l'opération dite de conversion.
Afin que son taux d'uranium 235 puisse être augmenté pour atteindre les 3 à 5 % requis pour son utilisation dans les réacteurs nucléaires à eau sous pression exploités en France, l'oxyde d'uranium doit être converti par traitement chimique en fluorure d'uranium (tétrafluorure puis en hexafluorure). Cette conversion est réalisée en France par la Comurhex dans ses installations de Malvési dans l'Aude et de Pierrelatte dans la Drôme.
L'enrichissement
La plupart des réacteurs dans le monde mettent en œuvre de l'uranium légèrement enrichi en uranium 235. La filière des réacteurs à eau sous pression (REP) nécessite, par exemple, de l'uranium enrichi entre 3 et 5 %.
Les procédés mis en œuvre pour enrichir le combustible nucléaire en uranium 235 sont basés sur la différence de masse entre les différents isotopes de l'uranium (l’uranium 238, majoritaire à plus de 99 % dans l’uranium naturel, est plus lourd que l’uranium 235 qui n’est présent qu’à environ 0,7 %). Actuellement en France, l’uranium est enrichi par centrifugation.
Enrichissement par ultracentrifugation
L’usine « Georges Besse II », située sur la plateforme du Tricastin, utilise la force centrifuge pour enrichir l’uranium naturel en isotope 235 via le procédé dit « d’ultracentrifugation ».
Ce procédé de séparation d’isotopes utilise des centrifugeuses qui font tourner à très grande vitesse de l’uranium fluoré sous forme gazeuse : de l’hexafluorure d’uranium. Elles projettent plus vite à la périphérie l'hexafluorure d'uranium 238 que l'uranium 235, qui est donc plus concentré vers le centre du tourbillon ainsi formé. En prélevant ce gaz près du centre et en le transférant dans une autre centrifugeuse la concentration d’uranium 235 est graduellement augmentée. On appelle cette succession d’étage de séparation une « cascade ».
Du point de vue de la sûreté nucléaire, l’ultracentrifugation a l’avantage de mettre en œuvre une faible quantité d’uranium pour remplir ses cascades par rapport à l’ancien procédé par diffusion gazeuse de l’ancienne usine du site.
La fabrication d'assemblages combustibles
A l'issue du processus d'enrichissement de l'uranium, le combustible nucléaire est élaboré dans différentes installations en fonction de sa destination. A cet effet, l'hexafluorure d'uranium (UF6) est transformé en poudre d'oxyde d'uranium pour constituer, après traitement, des crayons de combustible, réunis ensuite sous forme d'assemblages.
Par un procédé chimique, l'hexafluorure d'uranium est transformé en dioxyde d'uranium. Cet oxyde d'uranium enrichi sert à fabriquer le combustible classique destiné aux réacteurs à eau sous pression des centrales nucléaires. Ce combustible est produit en France par l'usine FBFC, du groupe Framatome, à Romans-sur-Isère dans la Drôme. L'oxyde d'uranium appauvri, quant à lui, mélangé à de l'oxyde de plutonium (dans une proportion de 7 %) est utilisé pour la fabrication du combustible dit « MOX », dans l'usine MELOX (Orano) de Marcoule dans le Gard.
Le retraitement
Après une période de 3 à 4 ans d'exploitation, le combustible usé est extrait des réacteurs et mis à refroidir en piscine sur le site des centrales nucléaires. Il est ensuite envoyé vers les usines de retraitement de l'établissement Orano de La Hague dans des emballages de transport, acheminés sur des wagons ferroviaires ou des remorques routières spécialement conçus.
L'usine de retraitement
Dans l'usine de retraitement, l'uranium et le plutonium des combustibles usés sont séparés des produits de fission et des actinides. L'uranium et le plutonium sont conditionnés en vue de leur entreposage provisoire pour une réutilisation ultérieure. Les déchets radioactifs sont stockés en surface pour les moins radioactifs d'entre eux et les autres sont entreposés dans l'attente d'une solution définitive de stockage (CIGEO).
Les principaux enjeux de sûreté liés au retraitement du combustible usé sont la maitrise de l’absence de réaction nucléaire (« maitrise de la criticité ») et le confinement des substances radioactives. Après irradiation en réacteur, le combustible est en effet significativement plus radioactif.
Le plutonium issu du retraitement
Le plutonium issu du retraitement est utilisé pour fabriquer du combustible MOX (mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium), utilisé dans des REP de 900 MWe du parc français. Ce combustible est élaboré dans l'usine Melox de Marcoule. Il pourrait être également utilisé pour fabriquer du combustible pour des réacteurs à neutrons rapides.
L’uranium ainsi retraité n’est plus utilisé en France depuis 2017. EDF indique cependant qu’elle prévoit de l’utiliser à nouveau à partir de 2022.
En France, le "cycle du combustible" nucléaire comprend le traitement du combustible irradié et le recyclage des matières fissiles issues du traitement. Toutefois, le combustible n'est recyclé qu'une seule fois, les combustibles recyclés n’étant ni traités ni recyclés après utilisation.