Le cycle du combustible nucléaire
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Métal gris, dur et très dense, l' naturel est largement répandu dans l'écorce terrestre, associé à d'autres corps chimiques, aussi bien dans les terrains granitiques que sédimentaires. Mais avant de pouvoir être utilisé dans un , il subit de nombreux traitements. C’est l’amont du cycle du . Après utilisation en réacteur, on parle d’aval du cycle : c’est le traitement des « cendres »1.
© AREVA - TAILLAT JEAN-MARIE - Une centrale nucléaire récupère la chaleur issue de la "fission" pour produire de la vapeur. Celle-ci permet ensuite d'activer la turbine reliée à un alternateur lequel fabrique de l’électricité.
Les gisements exploitables, que l’on repère facilement grâce aux rayonnements qu’ils émettent, contiennent de 100 grammes à 10 kilogrammes d'uranium par tonne de minerai. L’extraction est réalisée soit dans des mines souterraines ou à ciel ouvert, soit in situ, avec injection dans le sol d’une solution acide ou basique qui dissout l’uranium et que l’on récupère ensuite en le pompant.
Dans les mines classiques, les blocs de minerai d’uranium sont concassés, broyés et traités chimiquement. Après différentes phases, on obtient un concentré appelé yellow cake (gâteau jaune, du fait de sa couleur et de sa texture pâteuse). Celui-ci contient environ 75 % d'uranium.
En 2020, l' estimait que les ressources répertoriées dans le monde, récupérables à un coût économique acceptable (moins de 260 dollars par kg) s'élevaient à environ 8 millions de tonnes. Suivant les développements que connaîtra le secteur de l’ , la demande d’uranium liée aux réacteurs pourrait aller de 50 000 à 100 000 tonne/an en fonction du futur déploiement de nouvelles centrales. Ceci conduirait à estimer une disponibilité des réserves pour une durée de 80 à 200 ans.
L’enrichissement
L'uranium naturel contient 99,3 % d'uranium 238 (U238) et 0,7 % d' (U235). Or la plupart des réacteurs nucléaires utilisent comme combustible un uranium contenant entre 3 et 5 % d'uranium 235. Il convient donc d'augmenter la concentration en U235 de l'uranium naturel, c’est-à-dire l’« enrichir ».
Pour cela, il faut passer par une phase gazeuse et convertir l’uranium en hexafluorure d'uranium (UF6). L’enrichissement est assuré par deux procédés industriels principaux :
- La diffusion gazeuse consiste à faire passer le gaz à travers des membranes poreuses. Les molécules d’U235, plus légères, franchissent plus facilement la barrière que les molécules d'U238. En répétant l'opération un grand nombre de fois, on obtient de l'hexafluorure d'uranium avec la concentration souhaitée en U235. Cette méthode, très consommatrice en énergie, est aujourd’hui en voie de disparition.
- La centrifugation, méthode de plus en plus répandue, utilise des centrifugeuses tournant à très grande vitesse. Les molécules les plus lourdes (U238) sont projetées à la périphérie et le gaz enrichi en U235, plus léger, est récupéré en partie centrale avant d’être réinjecté. Il faut une « cascade » de plusieurs centaines de centrifugeuses pour réaliser complètement l’opération.
La fabrication du combustible
Le parc français et l'essentiel du parc électronucléaire mondial sont constitués de réacteurs à eau pressurisée. L'hexafluorure d'uranium enrichi (UF6) y est transformé en oxyde d'uranium, qui se présente sous la forme d'une poudre noire. Celle-ci est ensuite comprimée en pastilles qui cuisent dans un four à 1 700 °C pour acquérir la densité requise. Une pastille pèse 7 grammes et libère autant d'énergie… qu'une tonne de charbon !
Les pastilles sont alors introduites dans des tubes métalliques (ou gaines) d’environ 4 mètres de long. Une fois bouché à ses deux extrémités, on obtient un « crayon », qui contient environ 300 pastilles. Les crayons sont regroupés dans une structure métallique pour constituer un . Chaque assemblage comporte environ 250 crayons. Le combustible est enfin prêt à rejoindre le cœur d'un réacteur nucléaire.
L’aval du cycle
Une fois consommé dans le réacteur, pendant au moins trois ans, le combustible usé contient diverses formes d’uranium et du plutonium (9 kg par tonne) mais aussi des produits issus de la fission des noyaux lourds ainsi que des . Par diverses techniques de retraitement, 96 % de ce combustible usé peut être recyclé. Il peut être réutilisé soit au travers de la fabrication d’un combustible appelé MOX (mélange d’uranium et de plutonium), du ré-enrichissement de l’uranium issu du retraitement ou, dans l’hypothèse du développement de réacteurs à neutrons rapides, de l’utilisation d’un combustible à base d’uranium appauvri et de plutonium.
Ces techniques permettent de réduire d’autant le stockage. Les 4 % de déchets restants sont des déchets de haute et moyenne activité à vie longue, dits ultimes, qui ne peuvent pas encore être valorisés aujourd’hui.
La France a fait le choix dès les années 1970 du retraitement des combustibles usés. Cette technologie visait avant tout à économiser la matière première, à réduire la radiotoxicité des déchets et à constituer un stock de plutonium capable d’alimenter avec de l’uranium appauvri de futurs réacteurs à neutrons rapides. Ce schéma engage la France dans l’économie circulaire en recyclant, réutilisant et valorisant ces matières premières.
D’autres pays maîtrisent cette technologie à l’échelle industrielle dont le Royaume-Uni et le Japon (l’usine japonaise est aujourd’hui à l’arrêt). Les autres pays disposant de réacteurs nucléaires soit recyclent ou ont recyclé leurs combustibles usés après retraitement en France ou au Royaume-Uni, soit prévoient de les stocker comme les autres déchets radioactifs.
Sources :
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