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L'enrichissement de l'uranium

L'enrichissement de l'uranium est une étape essentielle du cycle du combustible nucléaire, grâce à laquelle la teneur en 235U, isotope fissile de l'uranium, peut être portée de 0,72 p. 100 (teneur naturelle) à la valeur nécessaire (de 3 à 4,5 p. 100) à l'alimentation des réacteurs à eau légère qui constituent de loin la filière la plus répandue dans le monde.

Cette opération met en œuvre les techniques de la séparation isotopique, techniques de mise au point industrielle difficile, et dont la maîtrise s'accompagne du risque de prolifération de l'arme nucléaire. Ce sont indiscutablement ces caractéristiques qui ont justifié le secret très strict qui continue à entourer les détails des procédés et de leur mise en œuvre. De par son importance économique et en raison de l'ampleur des problèmes scientifiques et technologiques posés, cette étape mérite une attention toute particulière. La séparation des isotopes d'un élément est toujours une opération délicate, car les caractéristiques physico-chimiques de ces isotopes sont très voisines et dépendent en fait de l'écart de masse des noyaux atomiques, égal à 1,3 p. 100 dans le cas de l'uranium.

La petitesse de l'effet séparateur unitaire des procédés actuellement industrialisés et la faiblesse de la teneur en 235U de l'uranium naturel se conjuguent pour conduire à des usines de très grande taille. Les procédés de séparation peuvent être plus ou moins sélectifs, mais la sélectivité n'est pas le seul critère de choix, il faut également tenir compte de l'investissement et de la consommation en énergie qui affectent ce choix de façon majeure.

Les procédés qui sont actuellement appliqués dans les principales usines de séparation à caractère industriel sont :

Usines d'enrichissement dans le monde

Tableau : Usines d'enrichissement dans le monde

Les usines d'enrichissement de taille industrielle dans le monde à la fin de 1992. 

Crédits : Encyclopædia Universalis France

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– d'une part, les procédés classiques à faible sélectivité : la diffusion gazeuse, qui se pratique dans la majorité des usines en exploitation ; l'ultracentrifugation, qui est le procédé concurrent le plus développé ; les procédés aérodynamiques (procédé E. W. Becker, procédé U.K.O.R) et les procédés chimiques ;

– d'autre part, les procédés avancés, qui font appel à l'excitation électromagnétique sélective de l'un des isotopes par laser ou dans un plasma sur lesquels d'importants efforts de recherche ont été menés de 1975 à 2000 par les pays ayant développé une industrie du cycle du combustible nucléaire (États-Unis, Japon, France, Angleterre...).

Par ailleurs, il était nécessaire de choisir une unité permettant d'exprimer les besoins en enrichissement des réacteurs ainsi que les capacités des usines de séparation isotopique. Le choix s'est porté sur l'unité de travail de séparation (U.T.S), définie à partir de la théorie des cascades ; elle est d'un usage universel et, ayant les dimensions d'une masse, elle s'exprime en kilogrammes, mais ne doit pas être confondue avec les quantités d'uranium soumises à la séparation. Ainsi, il faut dépenser 1 000 U.T.S. pour assurer la séparation de 1 238 kg d'uranium naturel en deux lots de 210 kg d'uranium enrichi à 3,2 p. 100 et 1 028 kg d'uranium appauvri à 0,2 p. 100. Il faut donc un peu plus de 100 000 U.T.S. pour enrichir l'uranium nécessaire à l'alimentation d'un réacteur à eau pressurisée (R.E.P. ou P.W.R., Pressurized Water Reaction) de 900 MWe pendant un an.

Dans les années 1980, le procédé industriel d'enrichissement le plus utilisé était la diffusion gazeuse dans un marché surcapacitaire mais stable. Les stratégies de recherche étaient alors fondées à cette époque sur l'introduction d'un procédé mutant (coût de l'U.T.S. divisé par 2), soit pour reconquérir des parts de marché à court terme (États-Unis), soit pour remplacer à plus long terme ce procédé de diffusion gazeuse obsolescent (en France), soit encore pour éviter des situations de monopoles de production (Japon). La fin de la guerre froide a introduit un élément de complexité supplémentaire dans la détermination de l'offre d'uranium enrichi, avec la mise à disposition exclusive des États-Unis d'uranium provenant de la dilution des matières militaires russes. L'accord, signé en janvier 1994 entre le ministère russe et l'United States Enrichment Corporation (U.S.E.C.), a prévu la livraison à cette dernière de 1,8 million d'U.T.S par an jusqu'en 1998 et de 5,5 millions d'U.T.S. par an au cours des quinze années suivantes.

Les procédés classiques à faible sélectivité

La diffusion gazeuse

La diffusion gazeuse est un des plus anciens procédés de séparation, utilisé dès 1920 par Lindemann, Aston et Harkins, puis par Hertz en 1932, pour séparer les isotopes du néon. Appliquée à l'uranium dès 1943 dans le Manhattan Project, aux États-Unis, cette technique, qui assurait encore en 2000 plus de 90 p. 100 de la capacité d'enrichissement mondial, possède les références industrielles les plus complètes : États-Unis (Paducah, Portsmouth), Russie (Oural), France (Pierrelatte, Tricastin), Chine (Langzhou).

Ce procédé tire parti du passage préférentiel des molécules les plus légères d'un mélange gazeux à travers une paroi poreuse dont le diamètre des pores est petit par rapport au libre parcours moyen des molécules. Le composé utilisé est l'hexafluorure d'uranium (UF6) gazeux à la pression atmosphérique au-dessus de 56 0C, relativement stable, mais corrosif et réagissant avec les composés hydrogénés, et de surcroît toxique. Le facteur d'enrichissement idéal est alors de 1,004 3 ; il est en fait de l'ordre de 1,002 0 en tenant compte des rendements de séparation.

Ces quelques caractéristiques permettent d'emblée de donner une image des usines de diffusion gazeuse (fig. 2) : l'effet élémentaire étant très faible, elles comportent de très nombreux étages en série, organisés en cascade (1 400 pour l'usine du Tricastin) ; elles travaillent à une température élevée, de l'ordre de 100 à 150 0C, pour éviter la cristallisation de l'hexafluorure, et cela pose des problèmes de conditionnement et de ventilation ; les flux de gaz à faire circuler sont très importants, et il en résulte une forte consommation d'énergie de l'ordre de 2 500 kWh par U.T.S., énergie qu'il faut extraire sous forme calorifique tout au long de la cascade ; l'étanchéité des circuits doit être quasi absolue, même au passage des arbres de compresseurs ; le choix des matériaux constitutifs et leur propreté sont fondamentaux, eu égard aux problèmes de corrosion. L'économie de ce procédé est très sensible à l'effet de taille, ce qui incite à concevoir des usines de grande taille (de 9 à 10 millions d'U.T.S./an), dont l'insertion sur le marché n'est aisée qu'en cas d'expansion rapide.

Diffusion gazeuse : Tricastin

Dessin : Diffusion gazeuse : Tricastin

Diffusion gazeuse : schéma d'un étage de l'usine de Tricastin. 

Crédits : Encyclopædia Universalis France

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Cette technologie a connu son apogée à la fin des années 1990. L'usine Georges-Besse I, mise en service au Tricastin (site situé à cheval sur les départements de la Drôme et du Vaucluse) en 1978, paraissait difficilement prolongeable au-delà des années 2010 en raison du vieillissement des structures et de l [...]

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  • : directeur de programme - Technologie du Cycle et gestion des déchets
  • : directeur du cycle du combustible au Commissariat à l'énergie atomique

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Pour citer l’article

Bernard BOULLIS, Noël CAMARCAT, « NUCLÉAIRE - Cycle du combustible », Encyclopædia Universalis [en ligne], consulté le 05 décembre 2021. URL : https://www.universalis.fr/encyclopedie/nucleaire-cycle-du-combustible/