SFEN, Société Française d’Énergie Nucléaire

L’Uranium, à l’état naturel ou légèrement enrichi dans son isotope 235, est le combustible des centrales nucléaires. Le plutonium, qui résulte de la fission et des transformations de l’uranium, peut être également défini comme un combustible nucléaire. Mais il est beaucoup moins utilisé, à l’heure actuelle, que l’uranium.

Métal gris et dur, l’uranium est relativement répandu dans l’écorce terrestre. On le rencontre sous différentes formes minéralogiques, aussi bien dans les terrains granitiques que sédimentaires.

Le cycle du combustible nucléaire désigne l’ensemble des opérations nécessaires pour approvisionner en combustible les réacteurs nucléaires puis pour stocker, retraiter et recycler ce combustible. La France dispose sur son territoire de toutes les installations nécessaires à ces différentes opérations. Ces installations sont, pour la quasi -totalité, exploitées par la Compagnie Générale des Matières Nucléaires (COGEMA) soit directement, soit par l’intermédiaire des filiales.

L’exploitation minière

A ciel ouvert ou dans les mines souterraines, l’exploitation des gisements d’uranium s’effectue selon les méthodes classiques utilisées dans les installations minières. La présence de radioactivité nécessite cependant des mesures de protection visant à diminuer l’irradiation et à réduire les concentrations de poussières et de radon (gaz radioactif) : notamment systèmes d’arrosage et ventilation permanente.

Après avoir exploité plusieurs gisements (Forez, Vendée, Limousin, Hérault) la France assure aujourd’hui par des importations l’essentiel de son approvisionnement en uranium. Cogema possède des parts et est parfois l’opérateur de certaines mines d’uranium à l’étranger (Canada, Gabon, Niger).

La concentration du minerai

La teneur en uranium des minerais est en général assez faible : de l’ordre de 1 à 5 kg par tonne. C’est pourquoi le minerai est concentré dans des installations implantées à proximité immédiate des mines. Après une série d’opérations physiques et chimiques on obtient un concentré ayant l’aspect d’une poudre jaune appelée "yellow cake" dont la teneur en uranium est d’environ 75 %.

Le raffinage et la conversion

Le "yellow cake" n’a pas un degré de pureté nucléaire suffisant ni la forme chimique appropriée pour pouvoir être utilisé tel quel comme combustible dans le réacteur. Il est donc l’objet d’un traitement supplémentaire afin d’obtenir un composé chimique adapté.

L’Enrichissement de l’uranium

Dans l’uranium naturel, on trouve, en proportion constante, deux sortes d’atomes (ou isotopes) : L’uranium 238 et l’uranium 235 qui constituent respectivement 99,3 % et 0,7 % du mélange. Seul l’uranium 235 est fissile. Certains types de réacteurs nucléaires (les plus répandus dans le monde) sont conçus pour fonctionner avec un combustible comportant une proportion d’uranium 235 supérieure à celle qui est présent à l’état naturel. Il convient donc d’augmenter jusqu’à 3 % à 4 % la teneur en isotope 235 de l’uranium naturel.

Divers procédés sont utilisés pour effectuer cette opération appelée "enrichissement".

LES TECHNIQUES D’ENRICHISSEMENT

Pour enrichir l’uranium : deux techniques principales

La diffusion gazeuse

Le principe consiste à envoyer de l’hexafluorure d’uranium (YF6), à l’état gazeux, à travers de fines membranes percées de milliards de pores. La molécule d’uranium 235, plus légère et plus rapide, franchit plus souvent la barrière que la molécule d’uranium 238. Répétée des milliers de fois, à travers une succession de récipients cylindriques formant la "cascade de diffusion", l’opération permet d’obtenir de l’hexafluorure d’uranium " riche "d’uranium 235 dans la proportion souhaitée.

L’ultracentrifugation

Procédé d’enrichissement qui consiste à utiliser la force centrifuge pour séparer, compte tenu de leur masse différente, les isotopes 238 et 235 de l’uranium.

Par ailleurs, des recherches ont été engagées, principalement aux Etats-Unis, en France et au Japon sur un procédé d’enrichissement par laser.

L’usine Georges-Besse d’Eurodif, sur le site de Tricastin, est une des plus grandes usines d’enrichissement actuellement en fonctionnement dans le monde. Exploitée par Areva, elle utilise le procédé de diffusion gazeuse mis au point par le Commissariat à l’Energie Atomique. Elle est capable d’alimenter annuellement une centaine de réacteurs nucléaires et fournit environ le tiers de la production mondiale d’uranium enrichi.

Cette usine va être remplacée progressivement par
Georges Besse II, la nouvelle usine d’enrichissement d’Areva. Cette nouvelle usine d’enrichissement utilisera la technologie de centrifugation, aujourd’hui considérée comme la plus performante. Elle présente notamment l’avantage de consommer 50 fois moins d’électricité que l’actuel procédé de diffusion gazeuse utilisé jusque là en France. La nouvelle usine a été inaugurée le 14 décembre 2010. Implantée elle aussi sur le site nucléaire du Tricastin, l’usine aura une capacité de production de 7,5 millions d’UTS (Unité de Travail de Séparation), avec une extension possible à 11 millions d’UTS.

La fabrication des combustibles

L’hexafluorure d’uranium en provenance de l’usine d’enrichissement est transformé en oxyde d’uranium, conditionné en petites pastilles cylindriques. Celles-ci sont empilées dans de longs tubes métalliques appelés crayons. Ces crayons sont à leur tour réunis et maintenus à l’aide de grilles pour former des assemblages. A titre d’exemple, le cœur d’un réacteur à eau sous pression de 900 Mwe comporte : 157 assemblages, réunissant chacun 264 crayons, soit plus de 11 millions de pastilles (une pastille est équivalente à 2,5 tonnes de charbon).

Pour les filières des réacteurs à eau ordinaire, un autre type de combustibles est également fabriqué en France, à échelle industrielle, depuis plusieurs années. Appelés "MOX" (mélange oxyde) ils sont formés d’un mélange d’uranium appauvri et de poltunium. Ils sont fabriqués dans l’usine MELOX, à Marcoule.

Dans le réacteur

Durant son séjour de trois à quatre ans dans le cœur du réacteur, le combustible subit des transformations qui vont le rendre moins performant : diminution de teneur en matière fissile, formation de plutonium, apparition de déchets sous forme de produits de fission. Cependant une fois retiré du réacteur, le combustible contient encore une de grandes quantités de matières énergétiques récupérables (environ 97 %, sous forme d’uranium et de plutonium) et 3 % de déchets. Provisoirement stocké en piscine en vue de sa désactivation, le combustible usé est ensuite transporté jusqu’à l’usine de retraitement dans un emballage étanche appelé "château".

Le retraitement/recyclage

Le retraitement consiste à séparer, dans le combustible usé, les matières énergétiques réutilisables (uranium et plutonium) des produits de fission sans utilité. Après une série d’opérations mécaniques et chimiques (cisaillage, dissolution à l’acide, séparation par solvants) on récupère l’uranium et le plutonium qui seront recyclés principalement pour entrer dans la fabrication de nouveaux éléments combustibles. Quant aux produits de fission, mis en solution, ils sont stockés en cuve durant quelques années avant d’être vitrifiés par incorporation à des matrices de verre et coulés dans les conteneurs étanches en acier inoxydable. Ces conteneurs sont entreposés de façon provisoire à la Hague dans des puits souterrains refroidis par ventilation, dans l’attente d’un stockage définitif.
Avec une capacité de 1600 tonnes annuelles, l’usine Gogema de la Hague est la plus grande installation de retraitement du monde. EDF et de nombreuses compagnies d’électricité étrangères y font retraiter leurs combustibles usés (récupérant ensuite uranium, plutonium et déchets séparés).

Il faut rappeler que certains pays ne procèdent pas au retraitement de leurs combustibles nucléaires usés. Ils les entreposent dans des piscines attenantes aux réacteurs en attendant de définir les modalités d’un stockage définitif.