NUCLÉAIRE Cycle du combustible

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 :

– 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[...]