Extraction et concentration
L’uranium est naturellement présent dans certaines roches, une roche peut contenir jusqu’à 200 kg d’uranium par tonne. Une fois extrait de la roche, l’uranium doit être dissous puis traité chimiquement pour obtenir une poudre jaune : le yellow cake.
Inconvénient : seule une petite partie (0,7 %) de l’uranium naturel peut produire une réaction de fission, c’est
l’isotope 235 ou uranium 235. Le reste du minerai (99,3 %) est composé d’uranium 238, non fissile.
Le cycle du combustible nucléaire © CEA/Com Ci Com Ca
Conversion et enrichissement
Pour qu'une réaction de fission en chaîne soit possible, la concentration en uranium 235 doit représenter entre 3 et 5 % du combustible. Le combustible doit donc être enrichi. Il faut d’abord convertir le yellow cake en gaz, puis le transférer vers des centrifugeuses qui utilisent la faible différence de masse entre les isotopes 235 et 238 pour les séparer en deux flux :
- l’uranium « enrichi » qui sert à la fabrication du combustible ;
- l’uranium « appauvri » entreposé sous forme solide, en vue d’une utilisation future dans les réacteurs nucléaires de 4e génération.
Fabrication du combustible
L’uranium gazeux enrichi est converti en poudre d’oxyde d’uranium (UOX), une forme particulièrement stable. Cette poudre est comprimée en pastilles de 7 grammes, empilées dans des tubes métalliques en alliage de zirconium, le tout forme des « crayons de combustible ». D’une hauteur de 4 mètres, ces crayons sont ensuite réunis en faisceaux pour constituer des « assemblages de combustible » qui sont ensuite acheminés vers les réacteurs nucléaires.
Utilisation en réacteur
L’assemblage de combustible est introduit dans le cœur du réacteur au sein duquel règne un intense flux de neutrons. « Cassés » par les neutrons, les atomes d’uranium 235 contenus dans le combustible libèrent alors une grande quantité d’énergie, sous forme de chaleur, évacuée du réacteur par un premier circuit d’eau sous pression, dont la température s’élève ; la chaleur est ensuite transférée par des échangeurs à un circuit secondaire où l’eau se transforme en vapeur, qui actionne des turbines et permet de produire de l’électricité.
Séparation des éléments
Après 4 années d’utilisation, le combustible, dit « usé », est retiré du réacteur. Il se compose alors de 96 % de matières valorisables (réutilisables) et de seulement 4 % de déchets ultimes (éléments non réutilisables, issus de la fission de l’uranium et pour la plupart très radioactifs.).
Après une période d’entreposage en piscine de refroidissement (pour faire décroître la radioactivité et la chaleur émise), le combustible usé est traité dans l’Usine Areva de La Hague. Il est notamment dissous et mis en présence de molécules extractantes, conçues pour isoler des éléments spécifiques. Ce traitement permet de séparer les matières valorisables des déchets.
Piscine d’entreposage du combustible usé à La Hague. © Areva/JM Taillat
Recyclage des matières valorisables
L’uranium extrait du combustible usé peut ensuite être ré-enrichi.
Une autre matière, appelée plutonium, qui s’est formée dans le réacteur, est recyclée sous la forme d’un nouveau combustible appelé MOX. Ce combustible est actuellement employé dans le tiers des réacteurs du parc nucléaire français, et produit environ 10% de notre électricité.
Dans les réacteurs actuels, le combustible ne peut être recyclé efficacement qu’une seule fois. Après cette seconde vie, Il est donc entreposé en piscine dans l’attente de nouveaux recyclages, réalisables dans une nouvelle génération de réacteurs (les réacteurs à neutrons rapides, dits de « 4e génération »).
Conditionnement des déchets ultimes
Les déchets ultimes sont piégés dans une matrice de verre : c’est le procédé de vitrification. Mélangés à haute température avec une pâte vitreuse, ils sont ensuite coulés dans des conteneurs en inox et entreposés en puits, en attendant d’être stockés dans une installation dédiée.
Vue d’ensemble du prototype évolutif de vitrification équipé du creuset froid nucléarisé à Marcoule. © P. Dumas/CEA
Conformément à la loi de juin 2006, le stockage en formation géologique profonde (projet Cigéo) est la solution de référence pour la gestion de ces déchets radioactifs à vie longue. Il vise à les placer dans un site géologique profond, particulièrement stable et apte à procurer leur confinement à très long terme (jusqu’à ce que leur radioactivité soit ramenée à un niveau très faible). Le stockage est dit réversible car il prévoit la possibilité de reprendre les déchets si cela s'avérait opportun.