Approvisionnement en uranium et le cycle du combustible nucléaire

Le Vendredi 27 janvier 2017
Plusieurs stratégies de gestion des combustibles nucléaires usés existent : dans certains pays, les combustibles usés sont considérés comme des déchets et sont gérés en tant que tels (cycle ouvert) ; alors que dans d'autres, comme la France, les combustibles usés sont retraités avec séparation entre les matières valorisables (uranium et plutonium, pouvant être réutilisés dans un combustible neuf) et les déchets ultimes qui sont vitrifiés en vue de leur stockage ultime.
Cycle du combustible nucléaire

L'amont du cycle du combustible

Les opérations de l’amont du cycle correspondent à l’extraction de l’uranium naturel et sa transformation pour un usage en réacteur.

L'extraction de l’uranium naturel

L’extraction de l’uranium naturel permet d’obtenir les ressources fissiles nécessaires à la fabrication du combustible. Le minerai, dont la teneur est de 1 à 200 kg d’uranium par tonne(U/t), est extrait d’une mine (souterraine ou à ciel ouvert). Il est ensuite concentré pour former le « yellowcake », une pâte jaune dont la teneur est d’environ 750 kg d’U/t (sous forme d’U3O8).

Le raffinage et la conversion de l’uranium

Le raffinage par dissolution et extraction permet d’obtenir un nitrate d’uranyle de grande pureté (>99,95 %).

Ensuite, se déroule l’étape de conversion, où l’uranium est transformé, par divers procédés chimiques, en hexafluorure d’uranium (UF6). Cette transformation est nécessaire pour l’étape de l’enrichissement, l’UF6 ayant la particularité d’être gazeux à une température relativement faible.

L'enrichissement  de l’uranium

L’uranium naturel comporte principalement 2 isotopes : l’U238 (99,3%) et l’U235 (0,7%). Seul l’isotope U235 est fissile.

L’enrichissement de l’uranium vise à augmenter sa proportion pour atteindre un taux compatible avec son utilisation dans les réacteurs nucléaires. L’enrichissement exploite la différence de masse entre les différents isotopes de l’uranium, pour aboutir à (i) un composé d’uranium enrichi (avec un taux d’U235 supérieur au taux naturel, généralement de 3 à 5%), qui sera utilisé en réacteur, et (ii) à un composé d’uranium appauvri (avec, au contraire, un taux d’U235 plus faible que dans la nature).

Parmi les techniques d’enrichissement, on peut mentionner la « diffusion gazeuse », qui exploite la différence de capacité des isotopes à traverser une barrière poreuse, et « l’ultracentrifugation », qui exploite le fait qu’une plus grande force centrifuge s’applique aux isotopes les plus lourds. La France exploite aujourd’hui avec AREVA la technologie d’ultracentrifugation.

La fabrication du combustible

L’UF6 enrichi est alors reconverti sous forme solide (généralement en oxyde d’uranium, ou « UOX ») et transformé en  pastilles qui sont alors encapsulées dans des gaines métalliques étanches, pour constituer des crayons. Enfin, ces crayons sont mis en réseau dans des assemblages combustibles aptes à être placés dans le réacteur.

L'irradiation en réacteur du combustible

L’uranium 235 est consommé au fur et à mesure de son irradiation en réacteur, ce qui permet la production d’électricité souhaitée. L’usure du combustible est évaluée par son taux de combustion. Le combustible est d’autant mieux utilisé que le taux de combustion est élevé et l’enrichissement résiduel faible. Toutefois, de hauts taux de combustion détériorent la gaine et nécessiteraient des enrichissements supérieurs à 5%.

Après irradiation, le « combustible usé » contient (i) de 94 à 96% d’uranium (contenant encore près de 1% d’U235), (ii) près de 1% de plutonium, et (iii) de 3 à 5% de produits de fission et d’actinides mineurs.

L'aval du cycle

Les opérations de l’aval du cycle consistent à gérer les substances radioactives issues de l’irradiation du combustible dans les réacteurs.

L'entreposage du combustible usé

Le combustible déchargé des réacteurs est fortement irradiant et dégage une chaleur importante, due notamment à la forte radioactivité des produits de fission.

La première phase de l’aval du cycle consiste donc à gérer le rayonnement et la thermicité des assemblages. Ainsi, le combustible est d’abord stocké en centrale, dans la piscine dédiée du bâtiment combustible. L’eau assure les rôles de radioprotection et de dissipateur thermique. Le stockage en eau dure quelques années, afin de diminuer la puissance résiduelle du combustible à travers la décroissance radioactive des produits de fission à vie courte. Le combustible irradié est alors plus facile à transporter.

Dans un second temps, le combustible irradié est placé dans un site d’entreposage (piscines de La Hague). Cette étape permet de gérer les flux et la thermicité dans l’attente d’un traitement du combustible usé.

Le traitement des combustibles usés

Dans les pays où le cycle fermé est choisi, comme la France, les combustibles à base d’uranium enrichi (UOX) usés font l’objet d’un traitement, dans le but (i) de récupérer les matières valorisables contenues dans le combustible usé (uranium et plutonium, soit 96 % de la masse des combustibles), et (ii) de séparer les autres constituants, qui sont alors conditionnés en colis de déchets radioactifs.

La fabrication de combustibles MOX

Le plutonium ainsi extrait est ensuite envoyé dans l’usine de Melox qui le transforme en nouveau combustible nucléaire, le MOX, en le mélangeant à de l’uranium appauvri. Ce MOX est finalement utilisé dans les réacteurs autorisés du palier 900 MW. Ainsi, sur les 58 réacteurs du parc d’EDF, 24 ont l’autorisation d’utiliser le combustible MOX. Ce nombre a été dimensionné afin de ne pas augmenter le stock de plutonium séparé issu du retraitement.

La gestion à long terme des déchets radioactifs

Les déchets radioactifs issus des combustibles usés sont des déchets hautement radioactifs et à vie longue. Ils nécessitent dont une gestion à long terme adaptée [lien vers la fiche déchets].

Les autres filières futures

Les réacteurs actuels ne permettent pas de valoriser les combustibles MOX usés qui sont entreposés dans l'attente d'une valorisation future. Ceci est l'un des objectifs des réacteurs de 4ème génération à neutrons rapides.

Par ailleurs, le thorium pourrait être utilisé à la place de l’uranium.

La sécurité d’approvisionnement en uranium

Les besoins d'EDF en uranium dépendent principalement des facteurs suivants :

  • l’évolution du parc nucléaire et de ses modalités de fonctionnement ;
  • le niveau de prix de l’uranium naturel ;
  • la stratégie de recyclage des combustibles, notamment avec l’utilisation du combustible MOX.

La consommation d’EDF pour le parc français représente environ 8 000 tonnes d’uranium naturel par an, soit environ 13% de la consommation mondiale qui s’élève à environ 62 000 tonnes. Les ressources conventionnelles mondiales, estimées à 7,6 millions de tonnes, sont conséquentes puisque, aux conditions actuelles, elles permettraient d’alimenter tous les réacteurs pendant plus de 120 ans.  Par ailleurs, ces ressources sont globalement bien réparties sur le plan géographique avec principalement l’Australie (1,8 MtU), l’Afrique (1,6 MtU), l’Asie Centrale (1,4 MtU) et l’Amérique du Nord (1,1 MtU).

Pour renforcer sa sécurité d’approvisionnement, EDF utilise plusieurs leviers :

  • la diversification géographique et commerciale des sources d’approvisionnement pour chaque étape du cycle du combustible (pour la mine, la conversion, l’enrichissement et la fabrication des assemblages) ;
  • la sécurisation contractuelle avec la négociation de contrats d’approvisionnement de long terme ;
  • la gestion des stocks. Des stocks importants d’uranium sont présents sur l’ensemble du cycle du combustible nucléaire et permettent d'assurer un fonctionnement des réacteurs du parc électronucléaire français sur plusieurs années  répondant ainsi aux risques de rupture d'approvisionnement.