Le cycle du combustible nucléaire : de l’extraction au recyclage - SFEN

Le cycle du combustible nucléaire : de l’extraction au recyclage

Publié le 20 octobre 2020 - Mis à jour le 24 novembre 2020
Centrale nucléaire
Combustible
Synthèse

Le « cycle du combustible nucléaire » est l’ensemble des opérations nécessaires pour approvisionner en combustible les réacteurs nucléaires, de l’extraction minière au recyclage du combustible.

Le « cycle du combustible nucléaire » est l’ensemble des opérations nécessaires pour approvisionner en combustible les réacteurs nucléaires, de l’extraction minière au recyclage du combustible, en passant par la gestion des déchets induits. La France dispose sur son territoire de toutes les installations et usines pour assurer les différentes opérations du cycle du combustible nucléaire. Cet atout stratégique permet de garantir la sécurité d’approvisionnement de notre pays 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 nucléaire.

L’exploitation minière

L’activité minière constitue la première étape du cycle du combustible.

La vie d’une mine d’uranium est généralement très longue, de l’ordre de plusieurs dizaines d’années. Elle comprend les activités d’exploration, d’extraction, de traitement du minerai d’uranium ainsi qu’un réaménagement et une surveillance après son exploitation. La durée d’exploitation dépend en grande partie de la taille du gisement et peut dépasser une cinquantaine d’années.

Mine à ciel ouvert, mine souterraine ou mine par récupération in situ, 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), notamment quand il s’agit de l’exploitation d’une mine souterraine.

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.

Le traitement et 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 % (750 kg par tonne). Le yellow cake est conditionné et enfûté, puis expédié jusqu’aux usines de conversion pour y subir de nouveaux traitements chimiques, avant de l’enrichir.

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 des traitements supplémentaires afin d’obtenir un composé chimique adapté, via la conversion. Les opérations de conversion consistent à transformer le concentré d’uranium en hexafluorure d’uranium (UF6). Elles s’effectuent en deux étapes :

  • transformation de l’uranium naturel en tétrafluorure d’uranium (UF4) : le concentré d’uranium est dissous par de l’acide, puis purifié. Après précipitation-calcination, de la poudre de trioxyde d’uranium (UO3) est obtenue. Cette poudre est ensuite hydrofluorée à l’aide d’acide fluorhydrique pour obtenir une substance de couleur verte à l’aspect granuleux, l’UF4.
  • transformation du tétrafluorure (UF4) en hexafluorure d’uranium (UF6) : l’UF4 est converti en UF6 par fluoration, à l’aide de fluor obtenu par électrolyse d’acide fluorhydrique. L’UF6 est fabriqué par contact de fluor gazeux avec la poudre d’UF4. La réaction chimique se fait à très haute température dans un réacteur à flammes.

Ces différentes étapes de conversion sont réalisées sur les usines Philippe Coste à Malvési et Tricastin, en France.

96 %
Le recyclage d’un combustible usé consiste à récupérer 96 % de la matière nucléaire valorisable

L’enrichissement

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’uranium enrichi est utilisé par 90 % des réacteurs nucléaires en fonctionnement dans le monde aujourd’hui.

L’enrichissement en isotope 235 de l’uranium est réalisé à l’usine Georges Besse II 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 (UF6) venant de l’usine d’enrichissement est transformé en oxyde d’uranium, conditionné en petites pastilles cylindriques. Une pastille d’environ 7 grammes peut libérer autant d’énergie que 600 kg de charbon ou une tonne de pétrole. 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 3 et 4 ans à l’intérieur du cœur. Le renouvellement du combustible usé s’effectue par rechargement périodique (tous les 12 à 24 mois) d’une fraction du cœur du réacteur (entre 20 et 50 % du nombre total d’assemblages), selon le type de gestion et le niveau de performance des assemblages.

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 à 4 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 traitement-recyclage dans un emballage étanche constitué de plomb, appelé « 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 sont 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). Cette fabrication est réalisée sur l’usine de Melox au sein de la plate-forme industrielle de Marcoule dans le Gard, en France.

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 Orano La Hague (Cotentin, Manche) 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 en France sont retournés au pays émetteur.

D’autres pays, comme la Finlande, la Suède, les Etats-Unis, ne retraitent pas leurs combustibles nucléaires usés et les considèrent comme des déchets. Ils les entreposent dans des piscines attenantes aux réacteurs dans l’attente des modalités d’un stockage définitif.

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