5.
LE CYCLE DU COMBUSTIBLE
Le
combustible utilisé dans les réacteurs à eau pressurisée est de l'uranium
légèrement enrichi en 235U (%) alors que l'uranium naturel
n'en contient que 0,7%.
Pour
pouvoir être utilisé, l'uranium fait l'objet d'opérations complexes
et de transformations qui constituent ce qu'on appelle le cycle du combustible.
5 . 1 – PROSPECTION, EXPLOITATION DU GISEMENT ET CONCENTRATION
Ce
cycle démarre par la recherche de gisements d'uranium et l'exploitation
de ces gisements.
L'uranium
est un élément peu abondant dans l'écorce terrestre qui en contient
environ 2 à 4 grammes par tonne. On trouve des gisements d'uranium presque
partout dans le monde, mais seuls sont exploités les gisements dont
la teneur en uranium est suffisamment élevée pour que l'exploitation
soit rentable. On estime actuellement que sont rentables des gisements
à des teneurs supérieurs à 500 g par tonne de roche. La teneur moyenne
des gisements exploités en France est de 2000 g par tonne. Les principales
ressources sont situées aux U.S.A., au Canada, en Australie, en Afrique
du Sud, au Kazakhstan. Les réserves mondiales (ressources connues et
estimées) s'élèvent à près de 17 millions de tonnes.
Les
besoins actuels en France avec la capacité nucléaire installée sont
voisins de 9000 tonnes/an.
Chaque
fois que cela est possible, l'exploitation se fait à ciel ouvert, en
carrière, autrement en filons souterrains.
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. 2 – LA CONCENTRATION
Les
minerais extraits sont trop pauvres en uranium pour être
transportés tels quels à l'usine d'extraction. On procède
à une pré-concentration sur place. Pour obtenir 1 tonne d'uranium
naturel il faut extraire en moyenne 1000 tonnes de minerai et
remuer plusieurs milliers de tonnes de stériles.
La
concentration comprend 2 opérations principales :
-
une opération mécanique (concassage, broyage de minerai)
-
une opération chimique qui permet d'aboutir à un concentré contenant
75% d'uranium (uranate de magnésie) appelé « yellow cake »
car c'est un solide de couleur jaune.
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. 3 – LA CONVERSION
Cet
uranate est transporté vers les usines de conversion. L'opération
de conversion a deux buts :
-
éliminer toutes les impuretés absorbant les neutrons
-
transformer le concentré en uranium métal, uranium oxyde ou en
hexafluorure d'uranium (UF6) suivant l'usage qu'on veut en faire.
Ces
opérations sont toutes des opérations chimiques.
Pour
l'utilisation dans les réacteurs à eau pressurisée, il est nécessaire
d'utiliser de l'uranium légèrement enrichi en 235U
(environ 3,5% au lieu de 0,7%). On utilise l'UF6 pour procéder
à l'enrichissement.
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. 4 – L'ENRICHISSEMENT
Le
procédé le plus utilisé pour l'enrichissement est la diffusion gazeuse.
Le principe de la diffusion gazeuse s'appuie sur le fait que la diffusion
des molécules de gaz à travers une paroi poreuse est d'autant plus rapide
que la masse de ces molécules est faible.
On
fait passer l'UF6 qui est un gaz à 56°C à travers une multitude de parois
poreuses (dont les porosités sont inférieures à 0,2 micron) à
la sortie desquelles l'UF6 s'enrichit petit à petit en 235U
(qui est moins lourd que 238U). Pour obtenir la teneur en
235U souhaitée, il faut renouveler cette opération en utilisant
des milliers de parois poreuses successives qu'on appelle étages.
A
la fin de l'opération on obtient un uranium enrichi en 235U
à la composition souhaitée (par exemple 3,5%) et de l'uranium appauvri
en 235U (par exemple à 0,2%).
SCHEMA D'UN ETAGE D'ENRICHISSEMENT
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. 5 – LA FABRICATION DES COMBUSTIBLES
Dans
le réacteur, l'énergie fournie par le combustible (l'uranium) est évacuée
par un fluide de refroidissement. Le combustible doit être conditionné
de manière à assurer correctement l'échange de chaleur avec le fluide
et ne pas le polluer en produits radioactifs.
Ce
conditionnement étanche a donc un double objectif. Dans les réacteurs
à eau pressurisée le combustible utilisé est l'oxyde d'uranium (U02)
sous forme de petites pastilles de diamètre 8,2mm et de hauteur 13,5mm.
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L'
U02 est un matériau réfractaire qui fond à 2800 °C
et permet donc des énergies spécifiques très élevées.
L'UF6
enrichi sortant de l'usine d’enrichissement est transformé en
poudre d'oxyde d'uranium après défluoration. Cette poudre est
comprimée sous forme de pastilles cylindriques qui sont ensuite
cuites au four comme des céramiques industrielles. On obtient
ainsi une densité élevée en uranium, de l'ordre de 10. Ces pastilles
rectifiées sont introduites dans de longs tubes en alliage de
zirconium (zircaloy) remplis d'hélium pour faciliter l'échange
de chaleur et soudés hermétiquement.
Le
choix du zircaloy est lié à sa transparence aux neutrons et à
son excellente tenue à la corrosion à 350°C par l'eau de refroidissement.
Ces
tubes fermés, appelés crayons, constituent
la première barrière d'étanchéité entre le combustible
et le circuit primaire. Ils doivent résister à de fortes contraintes
thermiques et mécaniques. Un crayon d'une longueur de 3,8m contient
environ 300 pastilles d' U02.
Les
crayons sont groupés en faisceaux de 264, maintenus par un squelette
qui constitue un assemblage. L'assemblage est l'unité que l'on
charge et que l'on décharge dans les réacteurs.
A
titre d'exemple, un réacteur de puissance de 900 MWe
contient 157 assemblages. La puissance maximum par unité
de longueur de crayon est de 78 Watts par centimètre correspondant
à une puissance sortant de cet assemblage égale à 7800 kW. La
température maximum de l'UO2 est de 1900°C et la température
maximum des tubes est de 350 °C.
Le
squelette de l'assemblage est formé de 24 tubes réunis par une
pièce inférieure qui sert de pied et une pièce supérieure qui
permet la manipulation de l'assemblage. Les tubes guides sont
soudés à 8 grilles carrées successives comprenant 17 sur 17 cases.
Chaque crayon occupe 1 case et est maintenu à l'intérieur de la
case par des bossettes ou des ressorts qui maintiennent l'écartement
des crayons et permettent le passage de l'eau de refroidissement.
A l'intérieur des tubes-guides coulisse une grappe de commande
du réacteur ou une grappe fixe de crayons absorbants.
Le programme électronucléaire français qui comprend un parc de
centrales de capacité 63 Gwe exige la fabrication annuelle de
2500 assemblages, les éléments combustibles restant 3 ou 4 ans
dans le réacteur, suivant le type de réacteur, avec des déchargements
annuels de cœur de réacteur par tiers ou par quart. Les combustibles
sont fabriqués dans des usines spécialisées à ROMANS, PIERRELATTE
en France et à DESSEL en Belgique.
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SCHEMA
DU CŒUR
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. 6 – LE TRANSPORT
Les
assemblages sont transportés des usines de fabrication vers les centrales
dans des emballages répondant à des normes sévères vis-à-vis de la sûreté
qui répondent à des normes internationales éditées sous l'égide de l'Agence
Internationale de l'Energie Atomique (AIEA).
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. 7 – LE SEJOUR DANS LES REACTEURS
Durant
son séjour dans le réacteur, le combustible fournit la chaleur nécessaire
à la production d'électricité et subit un grand nombre de transformations
: diminution de la teneur en 235U par fission, production
de 239Pu par capture de neutrons par 238U (ce
plutonium qui est fissile participe à la production d'énergie), production
de produits de fission (issus de la fragmentation des noyaux d'uranium
fissile) et de transuraniens (issus de la transformation des noyaux
d'uranium non fissile) de longue durée de vie, que l'on appelle déchets car non utilisables.
Lorsque
le combustible est retiré du réacteur, il contient encore une proportion
de matières énergétiques qui peuvent être recyclées pour être utilisées
: 1% de 235U (au lieu de 3,5 initialement), 1% de Pu, 95%
de 238Uet 3% de déchets non recyclables. Le plutonium est
fissile et possède des propriétés énergétiques importantes : 1 g de
Pu équivaut à 100 g d'uranium ou à 1 tonne de pétrole. L'opération de
recyclage s'appelle le retraitement.
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. 8 – LE RETRAITEMENT
Le
retraitement consiste à séparer les différents composants du combustible
usé en :
-
matières valorisables : uranium et plutonium
-
déchets que l'on stocke après les avoir isolés afin de réduire
leur volume et conditionnés dans des colis présentant des garanties de sûreté vis-à-vis
de l'environnement pendant leur stockage de longue durée.
Cette
solution qui permet de gérer au mieux la fin du cycle du combustible
a été choisie par la France. Cette opération se fait en France
dans l'usine COGEMA de LA HAGUE.
Les
éléments combustibles sortis des réacteurs sont transportés dans
des emballages en acier appelés châteaux de transport. Ce sont
des enceintes de près de 100 tonnes conçues pour transporter 12
assemblages compte tenu de leur énergie résiduelle (près de 100
kW) et de l'activité contenue. Elles doivent répondre à des normes
extrêmement sévères et résister en particulier à la majorité des
accidents susceptibles d'être rencontrés en cours de transport
par rail, route ou mer.
Le
transport est effectué après entreposage intermédiaire (d'une
durée d'une année) des combustibles dans des piscines situées
dans le site des centrales nucléaires de manière à diminuer leur
énergie résiduelle et leur radioactivité.
Les
opérations de retraitement sont, dans l'ordre successif :
-
le cisaillage des assemblages en petits morceaux de quelques centimètres
-
la dissolution chimique qui permet de séparer l'uranium, le plutonium
et les produits de fission
-
la séparation et la concentration des produits de fission
-
la séparation de l'uranium et du plutonium
-
le recyclage de l'uranium après ré-enrichissement
(l'uranium ne contient en effet que 1% de 235U
après usage dans le réacteur et doit être ré-enrichi à 3,5%) et
du plutonium en l'intégrant dans le nouveau combustible.
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L'Usine
de LA HAGUE a procédé au retraitement de plus de 15000 tonnes de combustible
depuis son démarrage en 1990 (la capacité de l'usine est de 1600 tonnes
par an).
Pour
un réacteur PWR avec déchargement annuel par 1/3 de cœur, on extrait
chaque année 19 tonnes d'uranium à 1% de 235U, 200 Kg de
Pu et 600 Kg de produits de fission.
Le
recyclage du plutonium se fait en utilisant des combustibles contenant
un mélange d'oxydes de Pu (5 à 7%) et d'UO2 appauvri provenant de l'usine
d'enrichissement (0,2% de 235U). La fabrication des crayons
et des assemblages est identique à celle pratiquée pour la fabrication
des assemblages à UO2 enrichi à 3,5%. Ces combustibles sont appelés
MOX.
Actuellement
les recharges des centrales EDF comprennent 30% de MOX et pourront être
de 100% à l'avenir.
