Usines du cycle du combustible

Introduction au cycle du combustible nucléaire

La France est l'un des rares pays présentant sur son territoire l'ensemble des installations permettant la conversion, l'enrichissement, la fabrication, le traitement et le recyclage des matières nucléaires. Ces installations sont implantées sur 5 sites dans 5 départements.

Cycle du combustible de l'extraction du minerai au stockage des déchets Cycle du combustible de l'extraction du minerai au stockage des déchets

Le traitement et la conversion de l'uranium

En vue de son enrichissement, le concentré solide doit préalablement être transformé en hexafluorure d'uranium gazeux au cours de l'opération dite de conversion. Afin que son taux d'uranium 235 puisse être augmenté pour atteindre les 3 à 5 % requis pour son utilisation dans les réacteurs nucléaires à eau sous pression exploités en France, l'oxyde d'uranium doit être converti par traitement chimique en fluorure d'uranium (tétrafluorure puis en hexafluorure). Cette conversion est réalisée en France par la Comurhex dans ses installations de Malvési dans l'Aude et de Pierrelatte dans la Drôme.

L’enrichissement par diffusion gazeuse

L'usine Georges Besse utilise comme procédé d'enrichissement la diffusion gazeuse. Le gaz d'hexafluorure d'uranium, comprimé, diffuse au travers de parois microporeuses équipant une série de 1400 modules étagés en cascade. Il est introduit dans le module central de la cascade. Les molécules d'hexafluorure d'uranium 235, plus légères que celles d'hexafluorure d'uranium 238, traversent plus rapidement chaque paroi microporeuse. Ainsi, au fur et à mesure des passages successifs au travers de ces parois, un flux gazeux, dirigé vers l'extrémité inférieure de la cascade, s'appauvrit en uranium 235, tandis que l'autre, dirigé vers l'extrémité supérieure, s'en enrichit. Le produit enrichi peut ensuite être soutiré en haut de la cascade de diffuseurs et le résidu appauvri en bas. Une nouvelle usine dite Georges Besse II, actuellement en cours de construction, est prévue pour remplacer la précédente et utiliser, à l'horizon 2012, un autre procédé d'enrichissement : l'ultracentrifugation.

La fabrication d'assemblages combustibles

A l'issue du processus d'enrichissement de l'uranium, le combustible nucléaire est élaboré dans différentes installations en fonction de sa destination. A cet effet, l'hexafluorure d'uranium (UF6) est transformé en poudre d'oxyde d'uranium pour constituer, après traitement, des crayons de combustible, réunis ensuite sous forme d'assemblages. Par un procédé chimique, l'hexafluorure d'uranium est transformé en dioxyde d'uranium. Cet oxyde d'uranium enrichi sert à fabriquer le combustible classique destiné aux réacteurs à eau sous pression des centrales nucléaires. Ce combustible est produit en France par l'usine FBFC, du groupe Framatome, à Romans-sur-Isère dans la Drôme.

L'oxyde d'uranium appauvri, quant à lui, mélangé à de l'oxyde de plutonium (dans une proportion de 7 %) est utilisé pour la fabrication du combustible dit « MOX », dans l'usine Melox de Marcoule dans le Gard.

Le retraitement

Après une période de 3 à 4 ans d'exploitation, le combustible usé est extrait des réacteurs et mis à refroidir en piscine sur le site des centrales nucléaires. Il est ensuite envoyé vers les usines de retraitement de l'établissement Orano de La Hague implantée à 20 km à l’ouest de Cherbourg dans la Manche.

Dans l'usine de retraitement, l'uranium et le plutonium des combustibles usés sont séparés des produits de fission et des autres actinides. L'uranium et le plutonium sont conditionnés en vue de leur entreposage provisoire pour une réutilisation ultérieure. Les déchets radioactifs sont stockés en surface pour les moins actifs d'entre eux ou entreposés dans l'attente d'une solution définitive de stockage.

Le plutonium issu du retraitement est utilisé pour fabriquer du combustible MOX (mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium), utilisé dans des REP de 900 MWe du parc français, dans l'usine Melox de Marcoule.

Les diverses opérations du cycle doivent être réalisées dans des conditions rigoureuses de prévention des accidents et de protection des personnes. Ces opérations sont effectuées sous le contrôle des exploitants, premiers responsables de la sûreté nucléaire de leurs installations et de la radioprotection des personnes et de l'environnement. Dans ce cadre, l’ASN contrôle, pour chaque installation, que l’organisation et les moyens retenus par l’exploitant lui permettent d’assumer cette responsabilité. L’ASN contrôle également la cohérence globale, à la fois au plan de la sûreté et du cadre réglementaire, des choix industriels faits en matière de gestion du combustible.

Date de la dernière mise à jour : 07/02/2018