Le combustible nucléaire

Le « cycle du combustible nucléaire » est l’ensemble des opérations nécessaires pour approvisionner en combustible les réacteurs nucléaires, stocker, retraiter et recycler ce combustible.

La France dispose sur son territoire de toutes les installations nécessaires à ces différentes opérations. Cet atout stratégique permet de garantir la sécurité d’approvisionnement dans la durée.
 

Les étapes de la fabrication du combustible

Deux à trois années sont nécessaires entre l’extraction du minerai d’uranium, son enrichissement, l’assemblage du combustible nucléaire et le chargement dans le réacteur d’une centrale.   

L’exploitation minière

Les activités minières courent sur des cycles longs. La phase d’étude qui définit les caractéristiques du gisement peut prendre plusieurs années. Ce n’est qu’après que l’exploitation de la mine peut débuter. La durée d’exploitation dépend en grande partie de la taille du gisement et peut dépasser une cinquantaine d’années.

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 (systèmes d’arrosage et ventilation permanente, entre autres) pour diminuer l’irradiation et réduire les concentrations de poussières et de radon (gaz radioactif).

La mine est fermée quand l’exploitation est terminée. Après les travaux de réaménagement, le site minier reste sous surveillance radiologique et environnementale pendant au moins une dizaine d’années. C’est le cas en France pour 250 anciens sites miniers réaménagés. La France a arrêté l’exploitation de ces gisements (Forez, Vendée, Limousin, Hérault) en 2001 et assure depuis l’essentiel de son approvisionnement en uranium par des importations.

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. A proximité des mines, après une série d’opérations physiques et chimiques, le minerai d’uranium est transformé en un concentré ayant l’aspect d’une poudre jaune - le « 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 en tant que tel comme combustible. Il doit donc subir 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.

Les réacteurs les plus répandus dans le monde fonctionnent avec un combustible comportant une proportion d’uranium 235 supérieure à celle de l’état naturel. Il faut donc augmenter, par diffusion gazeuse ou centrifugation, jusqu’à 3 % à 4 % la teneur en isotope 235 de l’uranium naturel. C’est ce que l’on appelle « l’enrichissement ».

L’enrichissement en isotope 235 de l’uranium est réalisé à l’usine Georges Besse II du groupe AREVA, sur le site du Tricastin. Cette usine d’enrichissement, mise en service en 2011, a adopté la technique de la centrifugation.

La fabrication des combustibles

L’hexafluorure d’uranium venant de l’usine d’enrichissement est transformé en oxyde d’uranium, conditionné en petites pastilles cylindriques. Une pastille d’environ 10 grammes, peut libérer autant d’énergie d’une tonne de charbon. Ces pastilles sont empilées dans de longs tubes métalliques appelés crayons. Chaque « crayon » (ou gaine) contient environ 300 pastilles et est scellé à chaque extrémité. Les crayons, en alliage de zirconium, sont la première barrière de sûreté contre la dispersion de la radioactivité.

Ces crayons sont ensuite insérés dans des grilles de maintien en alliage de zirconium pour former un assemblage combustible d’environ 4 mètres de haut. Un assemblage comporte 264 crayons. Selon la puissance des réacteurs, on compte entre 121 et 250 assemblages par réacteur à eau légère, entre 160 à 800 pour les réacteurs à eau bouillante.

L’assemblage est conçu pour séjourner entre 4 à 5 ans à l’intérieur du cœur. 


 

Dans le réacteur

Dans la cuve du réacteur le combustible subit des transformations qui réduisent ses performances dans le temps : diminution de la teneur en matière fissile, formation de plutonium, apparition de produits de fission. La « durée de vie » d’un assemblage est d’environ 3 ans.

Une fois retiré du réacteur, le combustible usé est immergé dans une piscine de désactivation, sur le site de la centrale. C’est dans cette piscine que commence la décroissance de la radioactivité. Cependant, il contient encore de grandes quantités de matières énergétiques récupérables. Après une période plus ou moins longue dans la piscine (environ 2 ans), le combustible usé est transporté jusqu’à l’usine de retraitement dans un emballage étanche constitué de plomb, le « château ».
 

Le retraitement/recyclage des combustibles usés

Les combustibles usés contiennent environ 96 % de matières fissiles valorisables. La France a choisi d’exploiter ce potentiel et de développer une technologie de recyclage des combustibles usés, créant ainsi un « cycle fermé ».

Le retraitement consiste à séparer, dans le combustible usé, les matières énergétiques valorisables (uranium et plutonium) des produits de fission qui ne le sont pas.

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. L’uranium récupéré peut être enrichi à nouveau pour fabriquer du combustible standard (UOX) et le plutonium peut être utilisé pour fabriquer du combustible MOX (Mélange d’OXydes ou Mixed OXides).

Les produits de fission non valorisables sont stockés plusieurs années avant d’être incorporés dans des matrices de verre et coulés dans des conteneurs étanches en acier inoxydable. Ces conteneurs sont entreposés de façon provisoire dans l’usine d’AREVA La Hague (Cotentin) dans l’attente d’un stockage définitif.

Avec une capacité de 1 600 tonnes annuelles, cette usine est la plus grande installation de retraitement du monde. EDF et de nombreux électriciens étrangers y font retraiter leurs combustibles usés, récupérant ensuite uranium, plutonium et déchets séparés). Les déchets des pays étrangers traités à l’usine d’AREVA La Hague sont retournés au pays émetteur.

D’autres pays, comme la Finlande et la Suède, ne retraitent pas leurs combustibles nucléaires usés et les considèrent comme des déchets. Ils les entreposent dans des piscines attenantes aux réacteurs en attendant de définir les modalités d’un stockage définitif.
 

Les types de combustibles

Le combustible UOX

Le combustible UOX (Uranium diOXyde) est le combustible le plus utilisé dans les réacteurs nucléaires.

Il est fabriqué à partir de l’uranium naturel, directement issu de l’extraction minière, converti, puis enrichi. Lors de la réaction nucléaire, du plutonium se développe dans le cœur du réacteur. Si bien qu’à la fin de son utilisation, le combustible usé UOX a produit 30 à 40 % de son énergie par le biais de fissions du plutonium en cours de cycle et contient encore environ 1 % de plutonium.

En France, ce plutonium est utilisé pour fabriquer le combustible MOX.

Le combustible MOX

La France a fait le choix du « cycle fermé » qui permet de recycler les matières valorisables des combustibles usés et d’optimiser la gestion des déchets ultimes. C’est le seul pays qui maîtrise les technologies du recyclage du combustible usé.

Le MOX – « Mixed uranium and plutonium OXide » – permet de recycler potentiellement 96 % des combustibles nucléaires usés, tout en divisant par 5 le volume des déchets de haute activité. Cette ressource recyclable permet d’économiser la ressource première : l’uranium naturel (120 tonnes de MOX remplacent environ 120 tonnes d’uranium naturel, soit 1 000 tonnes de réserves de minerai).

En France, 22 réacteurs de puissance de 900 MWe utilisent du combustible MOX. Le recyclage permet ainsi de produire 10 % de l'électricité nucléaire française. 


 

Le thorium

Le recours à un autre élément naturel, le thorium, est également théoriquement possible pour alimenter un parc nucléaire. Le thorium n’est pas lui-même fissile, mais dans le cœur d’un réacteur il peut se transformer, par capture d’un neutron, en uranium 233 fissile. Quelques pays  réfléchissent à l’utilisation de ce combustible, dont l’Inde qui en possède des réserves très importantes. Une caractéristique intéressante des réacteurs au thorium est que les résidus produits contiennent une quantité plus faible d’actinides mineurs et ne produisent pas de plutonium, ce qui est un avantage dans la gestion à long terme des déchets radioactifs. La maturité industrielle de la « filière thorium » sera atteinte d’ici 20 à 30 ans si les efforts adéquats sont déployés.