1.   LES ATOMES

Dans la nature, la matière, qu'elle soit eau, roche, corps humain, gaz… est formée de molécules qui sont une combinaison d'atomes. Les atomes sont formés d'un noyau comprenant des protons et neutrons, entouré d'électrons qui gravitent autour.

Les protons et électrons sont chargés électriquement, charge positive pour les protons, négative pour les électrons ; les neutrons sont neutres. Un atome est électriquement neutre car il comporte autant de protons que d'électrons.

C'est le noyau qui est transformé quand une radiation est émise. Tous les atomes composés d'un noyau ayant le même nombre de protons forment un élément chimique. Ils ont les mêmes propriétés chimiques même si le nombre de protons est différent. On les appelle isotopes. Le nombre plus ou moins grand de neutrons dans le noyau modifie profondément l'architecture et l'équilibre interne des noyaux. C'est la raison pour laquelle les propriétés nucléaires des atomes sont toujours très différentes d'un isotope à l'autre.

Par exemple, l'uranium élément chimique à l'état naturel est un mélange de trois isotopes : ²³⁴U (92 protons, 142 neutrons), ²³⁵U (92 protons, 143 neutrons), ²³⁸U (92 protons, 146 neutrons), en proportions identiques quelle que soit l'origine. Les atomes de ²³⁵U n'y apparaissent qu'en très faible proportion (0,72% seulement).

De tous les nucléides de la nature, cet isotope est le seul à posséder une remarquable propriété : celle de subir facilement la réaction nucléaire de fission.

3.   LES TRANSMUTATIONS PROVOQUEES - LES REACTIONS NUCLEAIRES            

Il est possible de provoquer la désintégration des noyaux de manière artificielle en les bombardant avec des projectiles. Les neutrons constituent une particule idéale de bombardement. Lorsqu'un neutron rencontre un noyau, trois phénomènes peuvent se produire:

- le choc élastique (le neutron rebondit sur le noyau et se trouve dévié et ralenti)
- la capture (le neutron est happé par le noyau)
- la fission : le noyau est cassé en donnant naissance à 2 noyaux de masse moyenne, et en émettant plusieurs neutrons (2,5 en moyenne)

La fission est un phénomène rare qui ne peut se produire que sur des noyaux lourds qui sont très fragiles. Elle n'est provoquée facilement que sur un seul nucléide de la nature : ²³⁵U. Au cours de cette fission, une énergie énorme est libérée : la fission d'un seul gramme de ²³⁵U équivaut à la combustion de plus de 2,5 tonnes de charbon. Chaque neutron éjecté peut percuter un autre noyau, donc provoquer une nouvelle fission avec un nouveau dégagement d'énergie, entraînant ainsi une réaction en chaîne qui, si on ne la contrôle pas, libère une quantité d'énergie fantastique : c'est le principe de la bombe atomique.

Par contre, si on contrôle la réaction, en s'arrangeant pour que, à  chaque fission, un seul neutron au lieu des 2,5 émis provoque une nouvelle fission, on a ainsi dompté la réaction en chaîne.

Les neutrons émis au cours des fissions peuvent disparaître de trois manières différentes :

- provoquer une nouvelle fission
- être capturés par des noyaux non fissiles (par exemple les matériaux de structure du réacteur,²³⁸U)
- s'échapper du réacteur.

Il faut équilibrer ces trois possibilités. Les neutrons émis lors d'une fission ont une grande vitesse et sont facilement capturés par ²³⁸U. Ainsi, avec l'uranium naturel qui contient plus de 99% de ²³⁸U on a beaucoup plus de captures que de fissions. Pour améliorer la situation, il faut ralentir les neutrons. C'est le rôle des matériaux dits modérateurs qui sont d'autant plus efficaces que la masse du noyau rencontré est voisine de celle du neutron. Le meilleur modérateur est l'hydrogène ; l'eau qui contient de l'hydrogène est ainsi utilisée comme modérateur dans les réacteurs à eau pressurisée mais cela nécessite d'enrichir légèrement en ²³⁵U (environ 3%).

4.   LES REACTEURS NUCLEAIRES             

Un réacteur nucléaire n'est rien d'autre qu'un dispositif contenant un nucléide fissile (²³⁵U) et conçu de manière à contrôler la réaction (en utilisant des matériaux non fissiles capturant des neutrons et en maintenant les fuites de neutrons hors du réacteur) de manière que seulement 40% des neutrons émis à chaque fission provoque une nouvelle fission.

Dans les réacteurs des centrales nucléaires, l'énergie libérée est récupérée sous forme de chaleur par un fluide puis transformée en électricité.

Dans les réacteurs à eau pressurisée qui sont actuellement utilisés en France, le réfrigérant est de l'eau pressurisée sous forte pression (140 bars) qui sert aussi de modérateur. Cette eau qui sort à 300°C transmet sa chaleur par des échangeurs dans lesquels l'eau d'un circuit secondaire indépendant se transforme en vapeur qui actionne une turbine entraînant un alternateur qui fournit l'électricité.

Le circuit primaire (eau sous pression évacuant l'énergie dégagée par l'uranium) et le circuit secondaire (vapeur d'eau) sont totalement séparés, ce qui permet d'empêcher la dispersion des matières radioactives.

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.

5 . 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. 5 . 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.

5 . 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

5 . 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.

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.

SCHEMA DU CŒUR

5 . 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).

5 . 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.

5 . 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.

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.

6.   LA PRODUCTION DES DECHETS ET LEUR STOCKAGE             

A l'issue du retraitement, un certain nombre de matières non recyclables, qu'on appelle déchets, sont disponibles : les produits de fission et les transuraniens, ainsi que les matériaux de structure du combustible.

Ces déchets sont radioactifs, ayant une faible, moyenne ou haute activité suivant leur nature, dont la durée de vie va de quelques jours à plusieurs millions d'années.

Les déchets de retraitement de faible activité à vie courte sont stockés après conditionnement en tumulus ou en tranchées par l'Agence Nationale pour la Gestion des Déchets Radioactifs (ANDRA) dont le site en exploitation depuis 1992 est situé dans l'Aube. Ce centre permet de recevoir pendant 50 ans l'ensemble des déchets de ce type produits en France.

Les produits de fission, transuraniens, sont concentrés et stockés provisoirement sous forme liquide dans des cuves réfrigérées en acier inoxydable. Quelques années après, quant ils ont perdu une grande partie de leur radioactivité, ces produits sont calcinés et transformés en blocs de verre par ajout de silice puis sont ensuite coulés dans des conteneurs étanches en acier inoxydable en vue d'un stockage définitif en site profond dans des galeries géologiquement stables. Actuellement, aucun site n'est encore retenu, trois laboratoires souterrains sont prévus en vue de développer un concept de stockage dans le courant de 2006.

La vitrification des produits de fission contenus dans une tonne de combustible représente environ 0,1 m³ de verre. C'est ainsi que sur une centrale de 900 MWe, le volume de déchets de haute activité après vitrification est de 4 m³ par année de fonctionnement.