Généralités sur le cycle nucléaire français

Généralités sur le cycle nucléaire français

L’amont du cycle correspond à la gestion du combustible nucléaire avant sa sortie de réacteur, c’est- à-dire l’extraction de l’uranium, l’enrichissement et la fabrication des assemblages. Le cœur du cycle est la production d’électricité dans les centrales nucléaires d’EDF. L’aval du cycle correspond à la gestion du combustible après sa sortie du réacteur. La notion de cycle apparait à ce moment avec le retraitement du combustible et la fabrication du combustible MOx qui alimente une partie des réacteurs actuels. Les déchets ultimes issus du retraitement du combustible irradié sont, quant à eux, confinés dans une matrice vitreuse et entreposés avant le stockage ultime en couche géologique profonde. Ce cycle est représenté dans son intégralité en Figure I-1 et détaillé en deux sous-parties : l’amont et l’aval du cycle nucléaire français. Il faut cependant noter qu’aujourd’hui, les MOx ne sont pas recyclés. Ainsi, une voie alternative est étudiée : le stockage direct des combustibles irradiés qui fait l’objet de la dernière sous-partie. En sortie de mine, le minerai d’uranium a une concentration comprise entre 0,1 et 10 % massique. Celui-ci doit donc subir plusieurs étapes visant à concentrer l’uranium, à l’issue desquelles le « yellow- cake » contenant environ 70 % d’uranium est obtenu. Des étapes de raffinage et de conversion sont ensuite réalisées afin de purifier l’uranium et le convertir en UF6. L’enrichissement en 235U peut alors se réaliser soit par diffusion gazeuse, soit désormais par ultracentrifugation. A l’issue de ces traitements, l’enrichissement en 235U est d’environ 3 à 5 % selon le type de combustible désiré, contre 0,72 % naturellement. Une dernière transformation par voie humide ou sèche permet d’obtenir l’oxyde UO2 sous forme de poudre. La poudre d’UO2 est alors compactée et frittée à haute température (1973 K) sous atmosphère réductrice Ar/H2 pour obtenir des pastilles. Les pastilles d’UO2 sont rectifiées pour atteindre 15 mm de hauteur et 8,2 mm de diamètre. Elles sont empilées dans des tubes d’environ 4m de long dont la gaine métallique est en Zircaloy et fermée sous pression d’hélium : ce sont les crayons. Enfin, les crayons sont réunis en assemblages carrés de 17 par 17 crayons (264 crayons de combustible, 24 tubes guides, et un tube d’instrumentation). Ce sont ces assemblages qui sont introduits dans les réacteurs nucléaires.

L’aval du cycle

En sortie de réacteur, le combustible est dans un premier temps refroidi sur place pendant 1 à 2 ans. Ensuite, le combustible est retraité à l’usine de la Hague par le procédé PUREX afin de récupérer les matières valorisables, à savoir l’uranium et le plutonium, qui seront réutilisées pour fabriquer un nouveau combustible, le MOx (Mélange d’Oxydes). Aujourd’hui, le MOx n’est pas encore retraité, cependant le plan de référence français prévoit son recyclage, que cela soit dans des REP de nouvelle génération ou bien dans des réacteurs à neutrons rapides. Après recyclage, les actinides mineurs, les produits de fission et les produits d’activation constituent les déchets dits ultimes destinés au stockage géologique profond. Ils sont confinés dans une matrice vitreuse alumino-borosilicatée, nommée R7T7, coulée dans un conteneur en acier. Ensuite, ce colis est inséré dans un conteneur de stockage en acier non allié avant le stockage géologique profond.

Dans cette filière alternative au scénario de référence, le combustible irradié (UOx ou MOx) est considéré comme un déchet ultime et donc destiné au stockage géologique profond, après une période de refroidissement en piscine. Cette voie est le choix de plusieurs pays, tels que la Suède ou la Finlande, et est envisagée par de nombreux autres (Belgique, Suisse, Japon,…). En France, cette voie est étudiée dans le cadre du PNGMDR afin de s’assurer que le stockage direct est compatible avec le site de stockage géologique profond (Cigéo) prévu pour les déchets nucléaires de haute et moyenne activité à vie longue (HA et MA-VL). Pour mémoire, les capacités de retraitement du combustible sont de l’ordre de 800 tonnes/an. En 2016, près de 14 000 tonnes de combustibles étaient entreposées en attente de retraitement, dont 2000 tonnes de combustibles MOx [1].