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Le cycle du combustible nucléaire


Un élément-clé pour la durabilité du nucléaire


Un déploiement durable à grande échelle de l’énergie nucléaire au plan mondial n’est concevable qu’à deux conditions :



  • une valorisation aussi complète que possible du potentiel énergétique de l’uranium naturel. Les ressources conventionnelles identifiées, présumées ou spéculatives, paraissent amplement suffisantes pour couvrir les besoins prévisibles à courtmoyen terme, avec les conceptions actuelles en matière de cycles de combustible. Toutefois, il n’en est plus de même dans une vision à long terme où l’énergie nucléaire jouerait un rôle important dans la satisfaction, avec le moins possible d’émissions de CO2, des besoins énergétiques des pays aujourd’hui émergents ou en développement.
  • la maîtrise de la gestion des déchets et, tout particulièrement, des déchets ultimes de l’industrie nucléaire. Si le stockage géologique profond est reconnu aujourd’hui comme la meilleure solution de stockage final de ces déchets ultimes, les bons sites sont rares et la réduction du volume et de la chaleur résiduelle des déchets à y stocker revêt une importance cruciale.
Il convient d’abord de rappeler que l’uranium naturel est un métal composé principalement de deux atomes très semblables, différenciables par leur masse : l’isotope 238 (pour 99,3 %) et l’uranium 235 (pour 0,7 %). Peu abondant dans l’uranium naturel, l’uranium 235 est le seul à libérer de l’énergie par fission. Pour être utilisé dans les réacteurs à eau légère qui constituent aujourd’hui l’essentiel du parc électronucléaire mondial, l’uranium naturel doit être enrichi : sa concentration en uranium 235 doit être portée entre 3 % et 5 %. C’est le rôle des technologies d’enrichissement.

Après son utilisation en réacteur durant trois à cinq ans, le combustible usé est déchargé. Il présente alors une composition très différente de sa composition initiale : près de 95 % d’uranium résiduel appauvri, 1 % de plutonium dont les trois quarts sont fissiles, 4 % de produits de fission sans valeur énergétique et 0,1 % d’actinides mineurs.

C’est ici qu’intervient le choix crucial entre :
  • un concept de « cycle ouvert », consistant à considérer que les combustibles usés sont des déchets à stocker en l’état ;
  • un concept de « cycle fermé » pour l’uranium et le plutonium, consistant à traiter les combustibles usés pour en extraire, d’une part, l’uranium résiduel, qui peut venir en substitution à l’uranium provenant des activités minières, être ré-enrichi et recyclé en réacteur, d’autre part, le plutonium, qui peut être utilisé comme combustible en mélange (à hauteur de 8 % à 10 %) avec de l’uranium appauvri (combustible MOX), enfin les produits de fission (près de 4 %) et les actinides mineurs (0,1 %), qui constituent le déchet ultime, non valorisable, qui sera immobilisé dans un verre aux qualités de résistance et durabilité très élevées.
Le concept de cycle fermé qui repose sur le traitement-recyclage des combustibles usés est bien préférable au concept de cycle ouvert tant pour la valorisation énergétique de l’uranium naturel que pour la réduction du volume de déchets à stocker.

En réalité, le cycle ne peut être totalement fermé tant que le parc de centrales comporte seulement des réacteurs à eau légère. En effet, il n’est pas possible de recycler plusieurs fois le plutonium dans des réacteurs à eau légère actuels en raison de l’évolution de sa composition isotopique au cours de son utilisation en réacteur. En revanche, les réacteurs à neutrons rapides sont très tolérants à l’égard de cette évolution de composition isotopique et permettent le « multi-recyclage » du plutonium. De surcroît, ils présentent un taux de conversion ajustable et élevé permettant de transformer une part importante d’uranium 238 non fissile en produits fissiles. On voit donc que le recours au RNR, dès lors qu’il serait techniquement au point et économiquement viable, permettrait à la fois une valorisation énergétique maximale de l’uranium naturel et une fermeture complète du cycle minimisant la quantité de déchets de haute activité à stocker.

Les ressources en uranium


Dans le domaine des ressources mondiales d’uranium, le Livre Rouge, publié conjointement par l’OCDE et l’AIEA, est l’ouvrage de référence. Des scénarios d’évolution des capacités électronucléaires installées sont aussi régulièrement élaborés par différents organismes : AIEA, AIE, UE, Total, IIASA, etc. Besoins d’uranium à différents horizons et ressources disponibles peuvent être ainsi confrontés.

Les ressources sont classées en trois grandes catégories :
  • ressources conventionnelles identifiées : 6,3 millions de tonnes, dont 2,3 millions de ressources présumées ;
  • ressources conventionnelles non découvertes : 10,4 millions de tonnes dont 7,5 millions de ressources spéculatives ;
  • ressources non conventionnelles (essentiellement les phosphates) : elles sont estimées entre 9 et 22 millions de tonnes. L’uranium est un produit secondaire de la production de phosphate à des fins agroalimentaires. En conséquence, les capacités annuelles dépendent de la production de phosphate : aujourd’hui, le potentiel théorique maximum est estimé à près de 10 000 tonnes/an d’uranium, soit 17 % du besoin annuel mondial.
L’uranium est aussi présent dans l’eau de mer en grande quantité (4 milliards de tonnes) mais avec de très faibles concentrations (3 parties par milliards ou ppb). On peut douter de l’intérêt économique de l’exploitation d’une ressource aussi diluée.

Sur la base des besoins actuels (environ 60 000 tonnes/an), les ressources conventionnelles identifiées permettraient une production électronucléaire pendant ce siècle et davantage en prenant en compte l’ensemble des ressources. Selon les différents scénarios d’évolution des capacités électronucléaires d’ici 2035 – OCDE pré-Fukushima ou AIE et World Nuclear Association (WNA) intégrant les conséquences de Fukushima –, la consommation cumulée jusqu’en 2035 serait de 30 % à 40 % des ressources conventionnelles identifiées.

Il est permis cependant de raisonner différemment : les nouveaux réacteurs de troisième génération installés à partir de 2010 ont une durée de vie prévue de 60 ans. La quantité d’uranium à engager afin de permettre leur fonctionnement sur cette durée est de quelque 10 500 tonnes d’uranium pour 1 GWe. Si l’on considère que la disponibilité de la ressource est un prérequis pour leur démarrage, l’uranium consommé et requis en 2035 dans les deux scénarios évoqués ci-dessus serait compris entre 6,1 et 8,8 millions de tonnes d’uranium, ce qui correspond à la totalité des ressources conventionnelles identifiées.

Bien entendu, beaucoup d’interrogations subsistent tant sur l’évolution des programmes nucléaires à long terme que sur les ressources en uranium qui pourraient être identifiées par une intensification de la prospection. Mais il n’est pas exclu que dans des scénarios de croissance forte du nucléaire, liés en particulier à la reconnaissance de ses vertus en termes de limitation des émissions de gaz à effet de serre, la disponibilité de la ressource en uranium apparaisse à long terme comme une contrainte déterminante.

Cette considération justifie à la fois la poursuite de l’optimisation du cycle de combustible des réacteurs à eau légère afin de consommer le moins possible d’uranium naturel par TWh produit. Elle justifie aussi, parmi d’autre raisons et ne serait-ce qu’à titre de précaution, la poursuite déterminée des efforts en matière de développement au plan mondial d’une filière RNR permettant une valorisation énergétique beaucoup plus poussée de ressources limitées en uranium naturel.

Il n’y a pas lieu de s’étendre ici sur les problèmes d’ajustement à plus court terme de l’offre et de la demande d’uranium mais ils sont bien réels. Les sites miniers ouverts avant 1980 représentent près de 45 % des capacités déclarées des 50 sites actuellement opérationnels. L’exploitation de ces mines ouvertes depuis plus de 30 ans, dont le coût de production augmente avec la durée d’exploitation, arrive à son terme. D’ici 2020, selon l’OCDE, près de quarante sites devraient être mis en exploitation. Il s’agit généralement de gisements à basse teneur ou à faible capacité identifiés dans les années 1970 et qui n’avaient pas été mis en exploitation en raison d’un coût de production élevé. La prospection relancée vers 2005 suite à la remontée des prix du marché a d’ores et déjà donné lieu à quelques découvertes significatives, notamment en Namibie et au Canada. Mais la durée entre la découverte d’un gisement et son exploitation est rarement inférieure à 15 ans et tend plutôt à augmenter du fait de la durée d’instruction des études d’impact environnemental. Ainsi, au-delà de 2025, des tensions sur l’approvisionnement en uranium pourraient apparaître si le rythme de déploiement de nouveaux gisements n’était pas cohérent avec celui du développement du nucléaire au plan mondial.

Au plan technologique, sachant que la tendance vers l’exploitation de gisements à teneurs de plus en plus basses risque de se poursuivre et que les contraintes environnementales deviendront de plus en plus prégnantes, des progrès sont possibles et nécessaires en matière de techniques de prospection et de développement de procédés de traitement et de purification de l’uranium pour des gisements de basses teneurs avec de faibles rejets environnementaux et à des conditions économiques acceptables. S’agissant de ce dernier objectif, les technologies à considérer sont l’extraction liquide-liquide ou sur support solide utilisant des molécules sélectives et robustes et permettant de concentrer l’uranium. À plus long terme, la récupération de l’uranium dans des solutions peu concentrées pourrait être envisagée. Cela nécessiterait la mise au point d’un procédé concentrant significativement l’uranium sur des supports solides afin de limiter les étapes de traitement. Un tel procédé pourrait être appliqué à l’extraction de ressources ou au recyclage d’autres éléments stratégiques que l’uranium.

Conversion


Les opérations de raffinage des concentrés d’uranium en provenance des usines de traitement des minerais et la transformation de cet uranium raffiné en hexafluorure d’uranium (UF6) sont généralement regroupées sous la dénomination de « conversion ». Maillon indispensable de la chaîne de fabrication du combustible nucléaire, la conversion consiste à amener l’uranium à la pureté ad hoc et à la forme chimique requise pour l’étape suivante de transformation, à savoir l’enrichissement isotopique.

Les technologies d’enrichissement de l’uranium actuellement déployées ou susceptibles de l’être dans le futur prévisible utilisent toutes un composé gazeux, l’hexafluorure d’uranium. Ce composé a l’avantage d’être très stable, solide à température ambiante (bonne sûreté de sa manutention) et de passer à l’état liquide et gazeux à des températures relativement basses (64 °C au voisinage de la pression atmosphérique).

Toute la production des mines va vers la conversion : la plupart des mines d’uranium ne stockent pas d’importantes quantités de concentrés mais expédient leur production vers les usines de raffinage-conversion au fil de l’année. La conversion devient ainsi, de fait, la principale plateforme de stockage stratégique. L’UF6 sortant des usines de conversion est généralement expédié en quasi flux tendu vers les usines d’enrichissement isotopique.

Il n’y a dans le monde qu’un nombre très restreint d’acteurs assurant cette étape de conversion à une échelle commerciale. En France, AREVA ; au Royaume-Uni, Springfields Fuel Limited (opérateur Groupe Toshiba/Westinghouse) ; au Canada, Cameco ; aux États-Unis, Honeywell/ConverDyn ; en Russie, Rosatom et en Chine, CNNC. Les installations chinoises, essentiellement en cours de construction et démarrage afin d’alimenter leur propre programme de réacteurs, peuvent encore être considérées comme non commerciales. Peu ou pas rémunératrice aux conditions de marché actuelles, l’industrie de la conversion est une activité vieillissante : les installations les plus récentes datent des années 1980, les plus anciennes des années 1950. Des incidents et accidents à répétition, en particulier en Amérique du Nord, avec fermeture temporaire pouvant se compter en mois ont attiré l’attention sur l’activité. Dans ce contexte, l’usine Comurhex II d’AREVA apparaît comme le seul projet commercial au monde pour une industrie à rebâtir.

Fondée sur des process bien identifiés, la conversion ne semble pas devoir connaître de saut technologique majeur. Un effort permanent de R & D est néanmoins indispensable pour une amélioration continue de la performance et de la maîtrise de l’impact environnemental.

L’enrichissement


L’enrichissement consiste à augmenter la concentration en uranium 235 (autour de 3 % à 5 %) pour obtenir une matière utilisable dans la majorité des réacteurs nucléaires actuels. L’UTS (unité de travail et de séparation) est l’unité de mesure des services d’enrichissement.

En 2010, la demande de services d’enrichissement s’est établie à 49 millions d’UTS. Même si l’accident de Fukushima peut conduire à réviser à la baisse les perspectives de croissance retenues antérieurement, la demande de services d’enrichissement tirée, en particulier, par les ambitieux programmes nucléaires chinois et indiens, devrait connaître une forte croissance au cours des deux prochaines décennies. Publié en septembre 2011, le rapport de la World Nuclear Association estime que la demande atteindra 66 millions d’UTS dès 2020 et dépassera les 80 millions d’UTS dès 2030.

Le marché de l’enrichissement de l’uranium est un marché très concurrentiel mais concentré autour de quatre acteurs majeurs : l’Américain USEC, le Russe Rosatom, le consortium européen Urenco et AREVA. Les capacités d’enrichissement permettent aujourd’hui de satisfaire la demande. Le commerce de services d’enrichissement et/ou d’uranium enrichi et les acteurs de ce marché obéissent à des contraintes fortes de non-prolifération se traduisant par une volonté de non-dissémination de la technologie et de sécurité d’approvisionnement. Cela conduit à une forte probabilité que perdure la structure actuelle de l’industrie avec les quatre enrichisseurs de stature internationale, mais auxquels pourraient s’ajouter des capacités chinoises et indiennes voire, à terme, sud-américaines.

Deux procédés sont actuellement exploités à l’échelle industrielle pour enrichir l’uranium :
  • la diffusion gazeuse utilisée par AREVA dans l’usine Georges Besse exploitée par Eurodif et par USEC aux États-Unis ;
  • la centrifugation utilisée par Urenco (Royaume-Uni, Allemagne et Pays-Bas), par AREVA dans son usine Georges Besse II en France, Rosatom en Russie, CNNC en Chine et JNFL au Japon.
Le procédé de diffusion gazeuse, très énergivore, est aujourd’hui dépassé par le procédé concurrent de centrifugation. L’ensemble des acteurs mondiaux ont fait le choix dans les dix dernières années de la centrifugation avec des variantes dans la technologie :
  • centrifugeuses russes de faible capacité unitaire, de type sous-critique, (moins de 10 UTS/an/machine) avec des développements en cours vers des machines plus performantes ;
  • centrifugeuses ETC (entre 35 et 100 UTS/an/machine) : machines très performantes, de type supercritique, dont l’utilisation dans les usines d’Urenco a prouvé les qualités ;
  • jumbo centrifugeuses américaines (ACP) de forte capacité (plus de 1 000 UTS/an/ machine) mais en développement depuis de nombreuses années.
Historiquement, la France a développé les procédés d’enrichissement par diffusion gazeuse et a mis en service à la fin des années 1970, avec ses partenaires européens (Belgique, Espagne, Italie) dans le cadre de la société Eurodif, une capacité d’enrichissement industrielle, basée sur le procédé de diffusion gazeuse, à des fins civiles et pour des besoins européens. Cette usine d’une capacité allant jusqu’à 10 millions d’UTS/an, qui doit être arrêtée en 2012, a produit de l’ordre de 200 millions d’UTS, permettant de couvrir les besoins français et globalement 25 % du marché mondial.

Suite à la signature d’un accord commercial signé entre AREVA et Urenco complété par un accord intergouvernemental entre les États propriétaires de la technologie (Pays- Bas, Allemagne et Royaume-Uni) et la France, AREVA a pu acquérir 50 % d’ETC, qui conçoit et fabrique les centrifugeuses, bénéficie du droit d’utiliser la technologie de centrifugation dans l’usine Georges Besse II sur le site du Tricastin et développe ainsi aujourd’hui ses capacités d’enrichissement sur les bases d’un procédé et d’une technologie qui sont reconnues comme les plus performants au monde actuellement. La première cascade de centrifugeuses de l’usine Georges Besse II a été mise en service en avril 2011. La capacité nominale de production de cette usine sera atteinte en 2016 avec 7,5 millions d’UTS/an. L’usine Georges Besse II permet d’assurer la pérennité d’une capacité d’enrichissement compétitive jusqu’en 2050.

Même si leur situation est différente, deux des trois autres acteurs vont devoir renouveler tout ou partie, selon les cas, de leur outil de production (Rosatom et USEC). D’ici 2020, ce sont ainsi près de 50 % des capacités aujourd’hui installées (avec AREVA) qui devront être renouvelées, l’industrie de l’enrichissement de l’uranium est donc une industrie en cours de reconstruction.

Un nouveau procédé d’enrichissement par laser de l’UF6 est en cours de développement par GLE (association de General Electric, Hitachi et Cameco), qui a acquis en 2006 la technologie de l’entreprise australienne Silex Ltd. Les essais réalisés en 2009 et 2010 ayant été satisfaisants, GLE a annoncé qu’une usine pourrait être opérationnelle à la fin de la décennie à condition que la faisabilité commerciale soit démontrée. Les procédés de séparation isotopique par laser pourraient présenter certains avantages : très sélectifs, ils permettraient d’envisager un enrichissement en peu d’étapes pour atteindre la teneur en 235U requise pour le fonctionnement des réacteurs électrogènes avec des rejets ne contenant qu’une faible fraction de 235U.

Les assemblages de combustible


Les assemblages de combustible constituent le coeur du réacteur, endroit où se déroule la fission nucléaire qui produit l’énergie. Ils contribuent à la sûreté du réacteur en assurant le confinement des produits radioactifs de fission dans une gaine étanche en alliage de zirconium. Cette gaine constitue la première barrière de confinement. La quasi-totalité des combustibles pour réacteurs à eau légère est à base d’uranium enrichi (3 % à 5 % d’uranium 235). Dans certains pays, notamment en France, on fabrique aussi des combustibles à base d’oxyde mixte d’uranium et de plutonium UO2-PuO2 (MOX) permettant de recycler le plutonium.

La conception des assemblages des combustibles nucléaires doit répondre aux exigences des performances en termes de puissance attendue des réacteurs et d’adaptation aux variations imposées par le réseau, de confinement de la radioactivité, de durée de vie, de fiabilité et d’économie. Les matériaux des assemblages sont choisis pour leur résistance aux sollicitations mécaniques et thermiques durant le fonctionnement des réacteurs, leur compatibilité avec le caloporteur (corrosion) et pour leurs caractéristiques neutroniques. AREVA fournit des assemblages de combustible pour les réacteurs à eau légère (REP et REB) et les réacteurs de recherche, et maîtrise le processus complet de leur fabrication. Son dispositif de production implanté en France, en Allemagne et aux États-Unis représente près du tiers des capacités mondiales de fabrication.

Un assemblage de combustible peut contenir de 200 kg à 500 kg de matière fissile, en fonction du type d’assemblage. Il est constitué de crayons contenant cette matière fissile et d’un cadre métallique, le « squelette », généralement fabriqué en alliage de zirconium.

La première étape consiste à défluorer l’hexafluorure d’uranium (UF6) enrichi pour obtenir une poudre d’oxyde d’uranium (UO2). Ensuite, les techniques de la métallurgie de la céramique permettent de comprimer la poudre pour en faire des pastilles. Celles-ci sont ensuite frittées, c’est-à-dire cuites dans des fours à très haute température (environ 1 700 °C), calibrées à quelques micromètres près et enfin enfilées dans des gaines remplies d’hélium et bouchées à chaque extrémité. Ces « crayons » combustibles contiennent environ 300 pastilles d’uranium chacun et sont insérés dans les structures de l’assemblage. Chaque assemblage comporte, dans le cas du parc de production français, 264 crayons. Selon les types de centrales, le coeur du réacteur comprend entre 157 et 250 assemblages combustibles pour les réacteurs à eau pressurisée. Celui des réacteurs EPR en contient 265.

Pour assurer la production électronucléaire française, environ 1 200 tonnes de combustibles neufs sont chargées annuellement dans les 58 réacteurs, nécessitant l’extraction d’environ 8 200 tonnes d’uranium naturel.

Le traitement des combustibles usés permet de récupérer 96 % des matières contenues dans l’assemblage à sa sortie du réacteur. L’activité de recyclage consiste à utiliser l’uranium et le plutonium issus de ce combustible usé pour la fabrication de nouveaux combustibles, comme le « MOX », mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium. Le combustible MOX (mixed oxyde fuel) est un mélange d’environ 93 % de poudre d’uranium appauvri et de 7 % de poudre d’oxyde de plutonium.

AREVA est leader mondial en matière de fabrication de combustible MOX avec plus de 1 570 tonnes de métal lourd et plus de 3 000 assemblages produits depuis le démarrage de l’usine AREVA Melox en 1995.

Le comportement en réacteur du combustible MOX, obtenu grâce au recyclage du plutonium, est globalement comparable à celui du combustible à l’uranium enrichi. Le combustible MOX est utilisé depuis 1972 en Allemagne, 1984 en Suisse, 1987 en France, 1995 en Belgique. En France, 21 réacteurs sont techniquement adaptés pour recevoir ce type de combustible. Ces réacteurs fournissent 20 % à 25 % de la production électrique nationale. Des demandes d’autorisation d’EDF pour charger d’autres réacteurs sont en cours. La Chine a inscrit le recyclage dans sa politique de gestion des combustibles usés. AREVA, après avoir réalisé des études exploratoires, est en négociation pour la fourniture à la Chine d’une usine de traitement-recyclage.

Aux États-Unis, AREVA, en partenariat avec le Groupe Shaw, poursuit, pour le compte du ministère américain de l’Énergie (DoE), la construction de l’usine MFFF (Mixed Fuel Fabrication Facility) de fabrication de combustible MOX à partir de plutonium d’origine militaire. Ce projet s’inscrit dans le cadre des accords signés entre les États-Unis et la Russie pour recycler le plutonium issu du démantèlement des armes nucléaires déclarées en excès, sous forme de combustible à usage civil.

L’exploitant a encore de nombreuses attentes en matière d’amélioration de la performance des assemblages en réacteur, qu’il s’agisse de la fiabilité du combustible en exploitation, des possibilités d’optimisation de la longueur des campagnes, de la flexibilité de la gestion des combustibles permettant de s’adapter aux aléas du système électrique, tout ceci, bien sûr, s’inscrivant dans le respect des critères de sûreté aussi bien en fonctionnement normal, qu’incidentel ou accidentel.

Des évolutions relevant d’une R & D industrielle sont donc constamment en cours pour accroître les performances des assemblages (pastilles, gainages, structures) et s’adapter aux évolutions à plus long terme du parc de production. On citera à titre d’exemple de R & D industrielle de moyen terme les recherches sur les matériaux et les technologies de structuration pour limiter les déformations des assemblages au cours des quatre cycles dans les paliers 1 300 MW et N4 (1 450 MW). De telles recherches mettent de 10 à 15 ans à partir de l’idée en centre technologique pour déboucher sur un déploiement industriel (5 à 15 tranches du parc). Elles sont menées principalement par le fabricant de combustibles et l’exploitant de réacteurs avec le concours des centres publics de recherche.

La « communauté combustible » poursuit aussi des recherches de plus long terme. On citera à titre d’exemple les matériaux de gainage pour empêcher le dégagement d’hydrogène en cas d’accident grave, ou les recherches sur les matériaux utilisant les nanotechnologies pour les gainages des combustibles de quatrième génération à très haut taux de combustion. Il faut de 20 à 30 ans pour que de telles recherches trouvent une application industrielle, si tant est qu’elles aboutissent.

Les technologies de fabrication développées pour les combustibles des réacteurs à eau légère actuels sont matures et seront applicables aux réacteurs de troisième génération, tels l’EPR. De plus, AREVA a développé avec le CEA le procédé COEX qui permet de co-extraire l’uranium et le plutonium puis de réaliser la fabrication d’un combustible MOX avec les procédés classiques. Les différentes étapes unitaires de ce procédé sont d’ores et déjà maîtrisées : il pourrait être utilisé pour fabriquer les combustibles MOX des futurs réacteurs de troisième génération.

Par ailleurs, dans le cadre des études sur les réacteurs de quatrième génération, un projet de construction d’un Atelier de fabrication du combustible U/Pu des coeurs (AFC) est associé au projet de réalisation du prototype ASTRID. Des études de faisabilité d’un atelier de fabrication d’assemblages chargés en actinides mineurs (ALFA) permettant la poursuite des expériences de transmutation sont également réalisées.

Le traitement des combustibles usés


Nous avons déjà souligné le rôle crucial que joue le traitement des combustibles usés dans la conception d’un cycle nucléaire fermé valorisant au maximum la ressource rare que constitue l’uranium naturel et réduisant au strict minimum la quantité de déchets ultimes à stocker.

Le combustible usé déchargé des réacteurs (de l’ordre de 1 200 tonnes par an en France) est pour l’essentiel « retraité » ou « recyclé », ce qui aboutit à répartir ses composants en trois flux principaux :
  • l’uranium résiduel (majoritaire, près de 95 %), qui peut, en substitution à l’uranium provenant des activités minières, être ré-enrichi et recyclé en réacteurs (combustibles à l’uranium de retraitement enrichi ou URE) ;
  • le plutonium (1 %), dont près des trois quarts des isotopes présents sont fissiles, qui peut être utilisé comme combustible en mélange (8 % à 10 %) avec de l’uranium appauvri pour former un combustible MOX ;
  • les produits de fission (près de 4 %) et actinides mineurs (0,1 %), qui constituent le déchet ultime, non valorisable, immobilisé dans un verre aux qualités de résistance et durabilité très élevées.
S’y ajoutent les déchets de structure métallique des assemblages combustibles.

En pratique, EDF recycle aujourd’hui sous forme de MOX la totalité du plutonium séparé. Il n’y a donc pas d’accumulation de plutonium séparé.

Les combustibles MOX usés (120 tonnes par an), de même que les combustibles à l’uranium ré-enrichi (80 tonnes par an) une fois déchargés des réacteurs, ne sont pas retraités ; ils sont stockés sous eau dans l’attente d’un retraitement différé.

Ce traitement et ces recyclages en réacteurs à eau qu’il permet sont importants à divers égards :
  • la valorisation du potentiel énergétique des matières recyclées (près de 10 % de l’électricité d’origine nucléaire en France provient des combustibles MOX et 6 % à 7 % proviennent de la combustion d’URE) ;
  • des déchets sans plutonium ni uranium, confinés de façon sûre et pérenne ;
  • l’absence de tout accroissement de stocks de plutonium séparé (on retraite le combustible à hauteur des possibilités de recyclage de plutonium) ;
  • la réserve énergétique en plutonium mobilisable ultérieurement (par exemple pour le déploiement de réacteurs de quatrième génération) que constituent les stocks de combustible MOX usés. Il est en effet difficile d’envisager un recyclage récurrent du plutonium dans les réacteurs à eau (en raison de la dégradation de la composition isotopique du plutonium au fil des recyclages successifs, vers la formation d’isotopes de masse élevée et aussi de transplutoniens, ou actinides dits « mineurs » - AM tels que l’américium et le curium). C’est l’un des principaux intérêts des réacteurs à neutrons rapides que de procurer des rendements de fission élevés pour tous les isotopes du plutonium, et rendre ainsi possible son « multi-recyclage ».
Le procédé industriel actuel de traitement des combustibles usés repose aujourd’hui, de façon quasi exclusive, sur le procédé PUREX. Basé sur l’extraction sélective de l’uranium et du plutonium par un composé organique, le phosphate tributylique (TPB), il a supplanté toutes les autres voies explorées pour la récupération du plutonium dans les matières irradiées. Il est en particulier mis en oeuvre à grande échelle en France par AREVA (La Hague), au Royaume-Uni par BNFL (usine THORP à Sellafield) et au Japon (Rokkasho-Mura). Il comporte plusieurs étapes :
  • à l’issue d’une phase d’entreposage en piscine de quelques années permettant une décroissance significative de la radioactivité du combustible et de la puissance thermique qu’il dégage, les assemblages sont découpés en tronçons de quelques centimètres ;
  • la matière nucléaire est ensuite dissoute dans de l’acide nitrique bouillant et concentré. L’uranium et le plutonium sont ainsi mis en solution sous forme de nitrates. Les effluents gazeux produits au cours de l’opération (oxydes d’azote, produits de fission volatils, aérosols, etc.) font l’objet de traitements appropriés (lavage, piégeage de l’iode, filtration, etc.) ;
  • intervient ensuite le procédé PUREX proprement dit. Il permet par l’affinité sélective de la molécule du phosphate tributylique d’extraire l’uranium et le plutonium sans extraire les actinides mineurs et les produits de fission. Cette extraction de l’uranium et du plutonium est réversible, c’est-à-dire qu’en modifiant certaines conditions chimiques on peut ramener en solution aqueuse les matières extraites, ce qui permet d’effectuer en cascade des cycles d’extractiondésextraction pour parvenir à des produits aussi purs que possible. La mise en oeuvre industrielle de cette phase, aujourd’hui complètement maîtrisée, est extrêmement complexe, en raison notamment d’un niveau de radioactivité élevé, voire très élevé, durant toutes les opérations, et de la nécessité de traiter et recycler tous les produits intervenant dans le procédé ;
  • les produits du traitement des combustibles usés sont ensuite conditionnés : le plutonium sous forme de poudre d’oxyde de plutonium (PuO2) destinée à l’usine Melox, l’uranium de retraitement sous forme d’une solution de nitrate d’uranyle qui sera ensuite convertie en oxyde d’uranium destiné à être ré-enrichi, puis utilisé dans la fabrication d’assemblages combustibles. Les déchets font quant à eux l’objet de conditionnements spécifiques selon leur nature et leur radioactivité. Ils sont entreposés pour refroidissement jusqu’à leur expédition aux clients.
En conclusion, le traitement des combustibles usés fait appel à des procédés de haute technicité qui ont nécessité à la fois des efforts de R & D très importants et l’acquisition d’un savoir-faire industriel remarquable. La France, par sa maîtrise de cette technologie et la vitrine que constituent ses installations industrielles, est extrêmement bien placée pour la valorisation à l’exportation de ses compétences. Les marchés à l’international sont ceux des services de traitement-recyclage d’une part, et ceux de l’exportation du savoir-faire industriel français dans ces domaines, sous forme en particulier de conception ou de construction d’usines. Les usines de traitement de Tokaï, tout d’abord, puis surtout de Rokkasho-Mura au Japon sont des succès commerciaux très importants pour l’industrie française. L’usine MFFF en construction aux États-Unis par le consortium AREVA-Shaw n’aurait pas vu le jour sans les usines performantes de La Hague et de Melox. Les discussions en cours avec la Chine aujourd’hui, demain peut-être avec les États-Unis, pour la construction d’usines sur le modèle de La Hague et de Melox, illustrent que ces usines sont devenues une référence ; ces contrats présents ou à venir ne sont possibles que fermement ancrés dans ces usines qui servent à la fois de vitrine technologique et de source de maintien et de développement des compétences industrielles.

Les installations de traitement-recyclage doivent s’adapter à l’évolution des flottes de réacteurs nucléaires des clients d’AREVA, au premier rang desquels EDF, à l’évolution des combustibles utilisés (augmentation des taux de combustion, modification des matériaux ou du design, etc.) et aux évolutions des dispositions réglementaires qui encadrent l’activité nucléaire. À terme, l’introduction de RNR dans le parc et la mise en oeuvre éventuelle de la transmutation des actinides mineurs dans ces RNR conduiraient à des évolutions significatives des installations tant du traitement que du recyclage, avec une gestion spécifique de certains actinides mineurs.

Concernant les capacités de traitement-recyclage, l’usage du MOX devrait s’étendre. En particulier, les réacteurs EPR et ATMEA, avec leur capacité technique à utiliser un coeur 100 % MOX, pourraient jouer un rôle déterminant en France ou à l’étranger. Dans certains pays, la reprise et le recyclage des stocks accumulés de combustibles usés deviendraient dès lors un objectif accessible et important.

L’émergence possible de réacteurs rapides conduira à terme à une évolution plus radicale du cycle du combustible et, en particulier, du traitement recyclage. Des programmes très volontaristes existent en Inde d’abord, mais aussi en Chine ou en Russie au-delà de 2030. Il est toutefois possible, compte tenu des niveaux d’investissement que représentent les réacteurs nucléaires et de leur durée de vie, que l’introduction de réacteurs rapides se fera progressivement, entraînant une cohabitation de flottes à eau légère et de flottes à neutrons rapides vivant en symbiose, les matières issues d’un type de réacteurs pouvant être efficacement utilisées dans l’autre type de réacteur.

À moyen terme, les évolutions des installations du cycle s’inscriront vraisemblablement dans la continuité des processus actuels et relèveront plus de l’optimisation économique que de l’innovation technologique. Il est cependant essentiel de mener les recherches visant à préparer un recyclage récurrent à terme de l’uranium et du plutonium (« multi-recyclage »), notamment dans la perspective d’un déploiement de réacteurs à neutrons rapides.

Une question prospective et souvent controversée est celle de la transmutation des actinides mineurs. Les actinides mineurs (neptunium, américium et curium) représentent environ le 1/1 000e de la masse du combustible usé (moins de 1 kg par tonne, soit de l’ordre de 1 tonne par an dans les combustibles au déchargement) mais ils sont à terme les principaux contributeurs à la toxicité potentielle résiduelle des déchets ultimes. Le principal contributeur est à moyen terme l’américium et à très long terme le neptunium qui a une durée de vie de 15 millions d’années.

La radiotoxicité intrinsèque (dose susceptible d’être engagée suite à incorporation) de certains actinides mineurs (neptunium, américium) est supérieure de plusieurs ordres de grandeur à celle des produits de fission. Toutefois, les travaux menés par l’ANDRA (l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs) montrent qu’en condition de stockage (concept CIGEO) les actinides seraient quasi immobiles et ne pourraient contribuer à la dose délivrée à l’exutoire, à la différence de quelques produits de fission ou d’activation à vie longue (iode 129, chlore 36) qui présentent une moindre toxicité mais une solubilité et une mobilité supérieures.

La transmutation des actinides mineurs est donc motivée par la recherche d’une diminution du terme source, même si l’incidence sur l’impact radiologique à l’exutoire en conditions normales n’est pas significative. C’est ce qui a motivé l’essor des recherches en ce domaine, à l’échelle internationale, depuis plus de deux décennies.

Une autre motivation plus récemment mise en évidence est la possible réduction de la charge thermique et de l’emprise du stockage géologique que pourrait procurer l’élimination des actinides mineurs (essentiellement celle de l’américium 241) des déchets ultimes. Les premières évaluations menées avec l’ANDRA sur le concept CIGEO conduisent à envisager des facteurs de réduction d’emprise (liés à la réduction de la chaleur dégagée par les colis à échéance de quelques siècles, permettant un stockage « densifié ») de l’ordre de 5 à l’échelle des alvéoles de colis de haute activité et à vie longue (le gain est moindre à l’échelle de l’ensemble du stockage, mais reste significatif). Cette possibilité d’optimisation du stockage apparaît intéressante, un site de stockage pouvant être vu comme une ressource rare. Il est toutefois important de considérer l’emprise totale du stockage qui comporte des colis à fort dégagement thermique mais aussi des colis « froids » de déchets à vie longue, sur lesquels l’élimination des actinides mineurs n’a pas d’impact.

Les recherches menées au CEA depuis 1991 ont permis de mettre au point et de qualifier, à l’échelle de plusieurs kilogrammes de combustible usé, des procédés pour la récupération des actinides mineurs, en aval des opérations « classiques » de retraitement.

La transmutation des actinides mineurs récupérés n’est efficacement envisageable que sous flux de neutrons rapides. Les réacteurs à eau ne présentent pas de potentialité à cet égard, alors que les réacteurs rapides limitent en premier lieu (d’un facteur 5 à 10 en comparaison des réacteurs à eau) la quantité d’actinides mineurs formés lorsque l’on y recycle le plutonium sous forme de combustible MOX et permettent d’envisager le recyclage en vue de la fission des actinides mineurs.

Divers concepts sont envisageables : un recyclage « homogène » (les actinides mineurs sont dilués dans l’ensemble des combustibles) ou un recyclage « hétérogène » (les actinides mineurs sont disposés de façon plus concentrée dans des objets spécifiques : couvertures radiales, cibles).

Les études menées jusqu’ici par le CEA, en coopération avec EDF et AREVA, montrent que de tels dispositifs sont envisageables avec les RNR à sodium. Toutefois, des détriments potentiels sont à considérer à divers égards (notamment fabrication des éléments combustibles porteurs d’actinides mineurs) ; et l’incidence sur le coût moyen actualisé du kilowattheure pourrait être une majoration de quelques pourcents selon les premières évaluations. Les études en cours visent à mieux évaluer ces divers aspects, à surmonter les inconvénients de la façon la plus efficace et à apprécier à l’aune de divers critères, conformément à la loi du 28 juin 2006, « les perspectives industrielles » de la transmutation.

Le stockage final des déchets


Le stockage géologique profond apparaît aujourd’hui au sein de la communauté internationale, y compris la Chine, comme la solution de référence pour le confinement à très long terme des déchets ultimes du cycle nucléaire. Les sites favorables pour l’implantation de tels stockages sont cependant relativement rares et la minimisation des quantités de ces déchets et leur gestion optimale restera une question pérenne justifiant des efforts de R & D soutenus.

En France, l’ANDRA a reçu entre autres missions de développer des solutions de stockage réversible pour les déchets de haute et moyenne activité à vie longue en s’appuyant sur une recherche et développement de haut niveau. L’agence travaille en étroite liaison avec les producteurs de ces déchets et bénéficie de l’appui scientifique de plusieurs établissements de recherche dont le CEA.

Grâce au traitement des combustibles usés, le volume des déchets de haute activité (HA) reste relativement modeste. Ces technologies permettent notamment de disposer de colis de déchets HA conditionnés dont la qualité du confinement est optimisée. Par ailleurs, les conséquences sur la charge thermique et d’emprise du stockage de la transmutation d’une partie des actinides mineurs dans les réacteurs surgénérateurs méritent d’être évaluées. Parallèlement, la réduction du volume total des déchets non encore conditionnés (en particulier de moyenne et faible activité à vie longue) pourrait être envisagée et leur forme physico-chimique améliorée par la mise en oeuvre de traitements innovants.

Le projet CIGEO
L’objectif des études en cours est de choisir un site et de concevoir le centre de stockage dans des délais permettant l’instruction de la demande d’autorisation de création en 2015. Sous réserve d’autorisation, la mise en exploitation du centre est prévue en 2025. Le processus spécifique d’instruction de la demande d’autorisation de création est défini par la loi du 28 juin 2006. Le dépôt de la demande d’autorisation de création du centre sera précédé d’un débat public, prévu en 2013. Dans cette optique, un « programme industriel de gestion des déchets » (PIGD), établi avec les producteurs de déchets (AREVA, CEA, EDF), permet de planifier et de mettre en cohérence les moyens industriels à développer, sur les sites des producteurs et dans le cadre du projet CIGEO.

Les travaux de R & D associés à ce projet répondent à différents objectifs :
  • conforter les modèles et mieux évaluer les marges dont on dispose en matière de sûreté sur les longues échelles de temps ;
  • faciliter l’exploitation réversible de CIGEO, ce qui va conduire à développer des capteurs et des réseaux de mesure innovants ;
  • penser dans une perspective industrielle la gestion du futur stockage qui devrait s’étendre sur plus d’un siècle.
Au-delà de ces travaux immédiatement liés au développement du projet CIGEO, il convient de poursuivre des recherches prospectives sur plusieurs sujets importants concernant l’ensemble des solutions de gestion :
  • le traitement et le conditionnement des déchets : les procédés de traitement et de conditionnement devraient répondre aux objectifs suivants : réduire le volume des déchets, obtenir une forme physico-chimique la plus inerte possible par rapport aux besoins du stockage (production de gaz, réactivité chimique, etc.), prendre en charge les déchets sans filière à ce jour, fournir une alternative à certaines solutions de stockage (par exemple, le recyclage des déchets métalliques très faiblement radioactifs). Les recherches à conduire s’adressent tant à des déchets existants que, de manière plus prospective, aux déchets du nucléaire du futur et cela pour différentes filières électronucléaires sur lesquelles la R & D pourra être mobilisée ;
  • modélisation et simulation des mécanismes fondamentaux aux échelles pertinentes : les stockages de déchets radioactifs engendrent dans le temps et en fonction de la nature des déchets stockés, un ensemble de sollicitations de type thermique, hydraulique-gaz, mécanique et chimique. Au stade actuel des recherches, il est montré que la caractérisation, depuis l’échelle du nanomètre aux échelles supérieures au micromètre, de la structure interne des matériaux, l’étude des phénomènes élémentaires physico-chimiques qui en découlent et le développement des codes et solveurs permettant leur simulation, constituent des enjeux majeurs pour optimiser les modèles de comportement des matériaux des stockages et préciser les modalités de transfert des radionucléides et des toxiques chimiques ;
  • poursuite de la mise au point et de l’optimisation des procédés de stockage en support à la construction du centre de stockage : la performance des ouvrages doit pouvoir être évaluée à différentes échelles de temps et d’espace. Dans cette optique, des essais de longue durée sont réalisés dans le Laboratoire souterrain puis seront menés dans le stockage lui-même. On poursuivra la R & D sur de nouveaux matériaux permettant d’améliorer les performances des composants des stockages, d’augmenter la compatibilité avec les environnements géologiques et de limiter les conséquences de leur dégradation (par exemple, la production d’hydrogène lors de la corrosion des aciers) ;
  • développement de méthodes d’observation et de surveillance durables pour la gestion réversible du stockage : les axes de R & D abondent, qu’il s’agisse des capteurs permettant une instrumentation in situ (laissés à demeure), des réseaux de capteurs sans fil, des méthodes et essais non destructifs pour le suivi des matériaux et le contrôle des colis, des moyens de gestion des données.
Le marché de la gestion des déchets radioactifs et de leur stockage est naissant. Les différentes entreprises, dont celles du BTP et les ingénieries, s’engagent en recherchant un positionnement pour le futur, sur les activités du démantèlement et du stockage.

Les clients proviennent de marchés sur lesquels l’électronucléaire est déjà développé, mais la perspective de primo-accédants est intéressante, surtout lorsqu’il s’agit de pays ayant d’autres déchets radioactifs à stocker (résidus de traitement des eaux profondes liées à la production de pétrole, par exemple). Les marchés concernent actuellement surtout les pays de l’Est, souvent avec des financements européens. Les marchés des grands pays émergents pourraient aussi offrir des perspectives, notamment en Russie où aucun dispositif de stockage des déchets de l’électronucléaire n’existe.

Les appels d’offres portent aujourd’hui principalement sur le stockage des déchets d’exploitation. En ce domaine, le produit phare de l’ANDRA, c’est-à-dire le stockage de surface, sur le modèle du Centre de stockage des déchets à faible et moyenne activité de l’Aube et toutes les prestations qui peuvent s’y rattacher, est une excellente référence.

Des prestations, cependant beaucoup plus limitées, voient aussi le jour autour du stockage géologique. À cet égard, la Suède s’est très tôt positionnée sur la scène internationale avec un concept reposant principalement sur des conteneurs en cuivre et moins sur le milieu géologique granitique d’accueil. Le projet français fait référence à un stockage en milieu sédimentaire et au concept de réversibilité qui suscite un intérêt de plus en plus grand au plan international (Allemagne, Japon, etc.).

Le démantèlement


Le démantèlement couvre l’ensemble des activités réalisées après l’arrêt d’une installation nucléaire jusqu’à l’atteinte d’un état final prédéfini. Cet état final à l’issue du démantèlement doit être « satisfaisant » au regard de la protection des personnes et de l’environnement. En France, la loi du 26 juin 2006 prévoit que la mise à l’arrêt définitif et le démantèlement d’une installation nucléaire de base sont subordonnés à une autorisation préalable. L’autorisation délivrée par décret fixe les caractéristiques du démantèlement, son délai de réalisation et les types d’opérations à la charge de l’exploitant après le démantèlement.

Les opérations de démantèlement en cours sur le territoire national concernent :
  • dix installations nucléaires de base d’EDF : six réacteurs de la filière uraniumnaturel- graphite-gaz (à Chinon, Saint-Laurent-des-Eaux et au Bugey) ; le réacteur à eau lourde de Brennilis, construit et exploité conjointement avec le CEA ; le réacteur REP de Chooz A ; le réacteur à neutrons rapides Superphénix de Creys- Malville ; l’installation d’entreposage des chemises de graphite de Saint-Laurent ;
  • la décision a été prise en 2001 de déconstruire ces installations au plus tôt, sur une durée envisagée initialement de l’ordre de 25 ans. Cette durée, qui permet une certaine décroissance radiologique, doit tenir compte du temps nécessaire pour la mise au point de solutions de gestion à long terme de déchets de faible activité à longue durée de vie issus de la « déconstruction » des réacteurs UNGG;
  • 21 opérations de démantèlement d’installations nucléaires de base sont en cours au CEA : elles concernent en particulier les deux réacteurs de recherche RHAPSODIE et PHENIX et le site de Grenoble dont la dénucléarisation est quasiment achevée. Dans ce dernier cas, il s’agit d’un exemple unique de démantèlement à l’échelle d’un site entier qui permet aujourd’hui de disposer d’un retour d’expérience très utile ;
  • un certain nombre d’installations du cycle chez AREVA.
Le retour d’expérience confirme la capacité à démanteler des équipements et installations complexes, de haute activité, en faisant appel à un très large panel de techniques d’intervention, au contact ou à distance, à l’aide d’engins télé-opérés (bras, robots, etc.), de techniques de décontamination, de découpe, de conditionnement de déchets solides, de traitement d’effluents.

Au plan industriel, l’ensemble de ce retour d’expérience et les bons résultats obtenus en matière de sécurité et sûreté dans ces opérations démontrent l’acquisition d’un réel savoir-faire et de techniques maîtrisées dans ce domaine, que ce soit à l’intérieur des trois grands industriels, EDF, CEA et AREVA, ou dans les entreprises prestataires spécialisées dans ce domaine.

Des pistes d’amélioration sont d’ores et déjà identifiées. Elles permettront de réduire l’impact économique et environnemental du démantèlement des installations nucléaires. Elles font l’objet de programmes d’études et de développement portant sur :
  • l’amélioration continue des techniques utilisées : robotique, télémanipulation, découpe Laser ;
  • l’utilisation de techniques de mesures rapides et non destructives pour l’évaluation préalable de la contamination des structures avant démantèlement ;
  • la migration de radionucléides mobiles, notamment dans les bétons ;
  • les procédés de décontamination, de limitation des effluents et de rémédiation des sols ;
  • les techniques de conditionnement de déchets ;
  • le recyclage des déchets (métaux, bétons) ;
  • la meilleure compréhension des phénomènes liés à la radiolyse.
En conclusion, il est aujourd’hui permis de dire que :
  • le démantèlement des réacteurs des générations passées et présentes est techniquement faisable, dans le respect des règles de sûreté, de radioprotection et de protection de l’environnement ;
  • des pistes d’amélioration sont identifiées et peuvent faire l’objet de développements ultérieurs permettant d’accroître encore l’efficacité des techniques et processus industriels et d’en réduire le coût et les impacts radiologiques et environnementaux ;
  • la prise en compte, dès la conception des installations futures, des enseignements tirés des démantèlements en cours permettra, le moment venu, de simplifier ces opérations et d’en réduire encore les coûts.