Le cycle du combustible nucléaire
Les centrales nucléaires produisent de l’électricité à partir de vapeur d'eau produite par la chaleur dégagée par la fission des atomes d’uranium 235.
Avant d’être chargé dans les réacteurs, l’uranium naturel subit une série de transformations appelées "cycle du combustible".
En France, le combustible nucléaire usé est retraité et en partie recyclé avant d’être de nouveau réutilisé.
Les étapes successives du cycle du combustible sont les suivantes:
Les centrales nucléaires produisent de l’électricité à partir de vapeur d'eau produite par la chaleur dégagée par la fission des atomes d’uranium 235.
Avant d’être chargé dans les réacteurs, l’uranium naturel subit une série de transformations appelées "cycle du combustible".
En France, le combustible nucléaire usé est retraité et en partie recyclé avant d’être de nouveau réutilisé.
Les étapes successives du cycle du combustible sont les suivantes:
- L’extraction du minerai
La première étape consiste à extraire le minerai qui contient généralement moins de 1% d’uranium comprenant plusieurs isotopes. Les roches sont ensuite concassées et finement broyées.
- La concentration
L’uranium subit différentes opérations chimiques permettant d'obtenir un concentré d'uranates, sous forme de poudre jaune, appelé « Yellow cake ».
- La conversion
Après avoir été débarrassé de ses impuretés, le concentré est converti en tétrafluorure d’uranium (UF4) par COMURHEX - Groupe AREVA à Malvési puis en hexafluorure (UF6) à Pierrelatte.
- L’enrichissement
A l’origine, l’uranium naturel contient principalement deux isotopes radioactifs : 99,30% d’ 238U et 0,70% d’ 235U. C'est l'opération d'enrichissement qui permet d'augmenter ce taux de 0,70 % à 3 voire 5 % nécessaire au fonctionnement des réacteurs à eau pressurisée. L'enrichissement est réalisé par l’un des deux processus développés industriellement : la diffusion gazeuse ou l’ultracentrifugation.
La diffusion gazeuse est le procédé actuellement utilisé en France dans l’usine Eurodif (Georges Besse I - Groupe AREVA) du site du Tricastin. L’hexafluorure d’uranium, sous forme gazeuse, comprimé est diffusé au travers de parois microporeuses équipant une série de 1400 modules étagés en cascade.
L’ultracentrifugation, dans l'usine Georges Besse II (SET - Groupe AREVA), en cours de construction, est prévue à terme pour remplacer la diffusion gazeuse grande consommatrice d’énergie. Ce procédé reposant sur le principe de la force centrifuge est mis en oeuvre dans des centrifugeuses installées en cascades.
- La fabrication du combustible
Après enrichissement, l’hexafluorure d’uranium (UF6) est transformé en oxyde d’uranium (UO2) se présentant sous la forme d’une poudre noire. Celle-ci va être comprimée en forme de cylindres d’un centimètre de long puis traitée dans un four de frittage.
Les pastilles ainsi obtenues sont empilées dans des gaines en zirconium de 4 mètres de long, dont les extrémités sont obturées de manière étanche. Pour un réacteur, environ 40 000 crayons ainsi constitués sont regroupés sous forme "d'assemblages combustibles" pour former un coeur.
FBFC, filliale du Groupe AREVA, fabrique du combustible à base d'uranium "frais" (UNat) et de retraitement (URt) sur son site de Romans.
- L’utilisation du combustible en CNPE (centre nucléaire de production d'électrique)
Le combustible, chargé dans la cuve du réacteur, va subir des transformations neutroniques au cours de son utilisation. A partir d'un certain degré d'usure, il sera retiré du réacteur et entreposé dans une piscine de refroidissement qui permettra sa décroissance radioactive dans des conditions sûres.
- Le retraitement
Après son déchargement, le combustible contient encore de la matière fissile utilisable (plutonium et uranium). Le "retraitement" effectué dans l'établissement de la Hague (AREVA NC) a pour but de récupérer cette matière fissile (plus de 90%), afin de la réutiliser pour la fabrication d’un nouveau combustible appelé MOX (mélange de plutonium et d’oxyde d’uranium) ; ce nouveau combustible est élaboré par AREVA NC dans l'installation MELOX à Marcoule. Au cours de cette opération de retraitement, les déchets radioactifs de hautes radiotoxicités non réutilisables sont triés et font l’objet d’un stockage adapté.