1 Le « cycle du combustible » 1. Les éléments transuraniens sont des éléments chimiques qui sont plus lourds que l’uranium (numéro atomique 92). Les principaux sont le neptunium (93), le plutonium (94), l’américium (95), le curium (96). Dans un réacteur, ils dérivent de l’uranium lors de réactions secondaires, autres que la fission. Le minerai d’uranium est extrait, puis puri‑ fié et concentré sous forme de Yellow Cake sur les sites miniers. Le concentré solide est ensuite transformé en hexafluorure d’uranium (UF6) à la suite d’opérations de conversion. Ces opérations sont réa‑ lisées dans les usines Orano de Malvési et du Tricastin. Ces usines, réglementées au titre de la législation des installations classées pour la protection de l’environne‑ ment (ICPE), utilisent de l’uranium natu‑ rel dont la teneur en uranium-235 est de l’ordre de 0,7 %. La plupart des réacteurs électronucléaires dans le monde utilisent de l’uranium légè‑ rement enrichi en uranium-235. La filière des réacteurs à eau sous pression (REP) nécessite, par exemple, de l’uranium enrichi en isotope-235. En France, l’en‑ richissement de l’UF6 entre 3 % et 6 % est réalisé par ultracentrifugation dans l’usine Georges Besse II (GB II) du Tricastin. Cet UF6 enrichi est ensuite transformé en oxyde d’uranium sous forme de poudre dans l’usine Framatome de Romans‑ sur‑Isère. Les pastilles de combustible fabriquées avec cet oxyde sont intro‑ duites dans des gaines pour constituer des « crayons », lesquels sont réunis pour former les assemblages de combustible. Ces assemblages sont ensuite introduits dans le cœur des réacteurs où ils délivrent de l’énergie, notamment par fission des noyaux d’uranium-235. L’irradiation de ces assemblages en cœur conduit à la création de plutonium. Avant leur utili‑ sation dans les réacteurs, les combustibles nucléaires neufs peuvent être entreposés dans un des deux magasins interrégionaux (MIR) exploités par EDF au Bugey et à Chinon. Par ailleurs, Framatome a repris en 2023 la fabrication d’assemblages com‑ bustibles à base d’uranium issu du retrai‑ tement enrichi (URE) à destination de la centrale nucléaire de Cruas‑Meysse. Après une période d’utilisation de l’ordre de trois à quatre ans, les assemblages de combustibles usés sont extraits du réac‑ teur puis refroidis en piscine, d’abord sur le site même de la centrale où ils ont été mis en œuvre, puis dans l’usine de retraitement Orano de La Hague. Dans cette usine, l’uranium et le plutonium des combustibles usés sont alors séparés des produits de fission et des autres élé‑ ments transuraniens(1). L’uranium et le plutonium sont conditionnés puis entre‑ posés en vue d’une réutilisation ultérieure. Le plutonium issu du traitement des combustibles d’oxyde d’uranium est uti‑ lisé dans l’usine Melox exploitée par Orano à Marcoule, pour fabriquer du combustible MOX (Mélanges d’OXydes) qui est utilisé dans des réacteurs électro‑ nucléaires de 900 MWe en France. Les combustibles nucléaires MOX ne sont actuellement pas retraités après avoir été utilisés dans les réacteurs. Dans l’attente de leur retraitement ou de leur stockage, les combustibles MOX irradiés sont entrepo‑ sés dans les piscines du site de La Hague. Les principaux flux liés au « cycle du combustible » sont présentés dans le tableau 1 (voir page suivante). D’autres installations sont nécessaires au fonctionnement des installations nucléaires de base (INB) citées ci‑après, notamment l’installation IARU (ex‑Socatri) qui assure la maintenance et le démantè‑ lement d’équipements nucléaires, ainsi que le traitement des effluents nucléaires et industriels de la plateforme Orano du Tricastin. 1.1 Amont du « cycle du combustible » En amont de la fabrication de combustibles pour les réacteurs, le minerai d’uranium doit subir un certain nombre de transfor‑ mations chimiques, de la préparation du Yellow Cake jusqu’à la conversion en UF6, forme sous laquelle il est enrichi. Ces opé‑ rations se déroulent principalement sur les sites Orano de Malvési, dans l’Aude, et du Tricastin dans la Drôme et le Vaucluse (également connu sous le nom de site de Pierrelatte). Orano exploite sur le site du Tricastin : ∙l’installation TU5 (INB 155) de conver‑ sion de nitrate d’uranyle, issu du retraite‑ ment de combustibles usés à La Hague, en sesquioxyde d’uranium (U3O8) ; ∙l’usine W (ICPE dans le périmètre de l’INB 155) de conversion d’UF6 appauvri en U3O8 ; ∙l’installation ex‑Comurhex (INB 105) de conversion de tétrafluorure d’ura‑ nium (UF4) en UF6 qui comprend l’usine Philippe Coste ; ∙l’installation d’enrichissement de l’UF6 par ultracentrifugation GB II (INB 168) ; ∙le laboratoire d’analyse Atlas (INB 176) ; ∙des parcs d’entreposage d’uranium et de thorium sous diverses formes (INB 93, 178, 179 et 180) ; ∙l’installation IARU (INB 138) qui assure la gestion de déchets du site du Tricastin, ainsi que la maintenance et le démantèle‑ ment d’équipements nucléaires(ex‑Socatri); ∙une installation nucléaire de base secrète (INBS), qui regroupe notamment des parcs d’entreposage de substances radioactives, pour la quasi‑totalité à usage civil. L’installation TU5 et l’usine W d’Orano – INB 155 L’INB 155, dénommée TU5, peut mettre en œuvre jusqu’à 2 000 tonnes d’uranium par an, ce qui permet de traiter la tota‑ lité du nitrate d’uranyle issu de l’usine Orano de La Hague pour le convertir en U3O8 (composé solide stable permettant de garantir des conditions d’entreposage de l’uranium plus sûres que sous forme liquide ou gazeuse). Une fois converti, l’uranium de retraitement est entreposé sur le site du Tricastin. Les usines de conversion de l’uranium d’Orano – INB 105 L’INB 105, qui transformait notamment le nitrate d’uranyle de retraitement en UF4 ou en U3O8, est en démantèlement (voir chapitre 14). L’usine Philippe Coste est incluse dans son périmètre et est dédiée à la fluoration de l’UF4 en UF6 pour permettre son enri‑ chissement ultérieur dans l’usine GB II. Elle a une capacité de production de l’ordre de 14 000 tonnes d’UF6 à partir de l’UF4 provenant de l’établissement Orano de Malvési. Elle relève du statut des ICPE soumises à autorisation avec servitude (ins‑ tallations dites « Seveso ») et est contrôlée par l’ASN sous ce régime. L’usine d’enrichissement par ultracentrifugation Georges Besse II – INB 168 L’INB 168, dénommée GB II dont la création a été autorisée en 2007, est une usine d’enrichissement de l’uranium par ultracentrifugation gazeuse. Ce pro‑ cédé consiste à injecter de l’UF6 dans un cylindre en rotation à très grande vitesse. Sous l’effet de la force centrifuge, les molécules les plus lourdes (contenant l’uranium-238) sont séparées des plus légères (contenant l’uranium-235). En associant plusieurs centrifugeuses, qui constituent une cascade, il est possible de disposer d’un flux d’uranium enrichi en isotope 235 fissile et d’un flux appauvri. L’usine GB II est composée de deux uni‑ tés d’enrichissement (unité Sud et unité Nord) et d’un atelier support, REC II. Le 19 juin 2023, Orano a transmis à la ministre chargée de la sûreté nucléaire une demande d’autorisation de modifi‑ cation substantielle visant à augmenter la capacité nominale de production de l’usine GB II de 30 %. L’enrichissement d’uranium issu du retrai‑ tement, qui serait soumis à autorisation préalable de l’ASN, n’est pas mis en œuvre actuellement dans cette usine. 344 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2024 Les installations du « cycle du combustible nucléaire »
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