Comment extrait-on le combustible ?
Le combustible nucl�aire suit un cycle d�termin�: l'extraction du minerai d'uranium, l'�laboration et le conditionnement du combustible, l'utilisation dans un r�acteur, le traitement du combustible irradi� avec le recyclage de l'uranium et du plutonium encore utilisables, et le stockage des d�chets ultimes.
L'uranium, combustible nucl�aire, a une concentration moyenne de trois grammes par tonnes dans l'�corce terrestre. Il est pr�sent dans n'importe quel type de terrain; mais principalement dans les massifs granitiques. On l'extrait des mines � ciel ouvert ou des galeries souterraines. Seules des concentrations importantes peuvent justifier son exploitation (de 28 � 210 kg d'uranium par tonne de minerai). Pour limiter les co�ts de transport, le minerai est concentr� sur son lieu d'extraction, dans une installation implant�e au plus pr�s de la mine. Les roches sont d'abord concass�es et finement broy�es, puis l'uranium est extrait par diff�rentes op�rations chimiques. Le concentr� ainsi fabriqu� a l'aspect d'une p�te appel�e "yellow cake" (g�teau jaune) en raison de sa couleur. Il contient environ 75 % d'uranium. Ce "yellow cake" subit ensuite une transformation chimique pour devenir un gaz: l'hexafluorure d'uranium (UF6).
L'uranium 235 est le seul isotope de l'uranium capable de subir la fission dans un r�acteur nucl�aire. La proportion d'atomes d'uranium 235 dans l'uranium naturel n'est que de 0,712 %. Or, les r�acteurs nucl�aires � eau utilisent comme combustible, un uranium contenant entre 3 et 5 % d'uranium 235. Il faut donc enrichir l'uranium naturel.
Le proc�d� d'enrichissement le plus utilis� est la diffusion gazeuse. Il consiste � faire passer du gaz UF6 � travers des barri�res poreuses. Comme les mol�cules contenant l'uranium 235 sont plus l�g�res, elles traversent plus vite cette barri�re que l'uranium 238. La proportion de gaz qui franchit l'obstacle est donc l�g�rement plus riche en atomes d'uranium 235. Cette op�ration est renouvel�e 1 400 fois pour atteindre un enrichissement de 3 � 5 %. Un autre proc�d�, l'ultracentrifugation, est utilis� � moins grande �chelle, mais est en train de se d�velopper. Il consiste � introduire du gaz UF6 dans des centrifugeuses tournant � haute vitesse: les mol�cules contenant l'uranium 235, plus l�g�res, sont moins plaqu�es contre la paroi que les mol�cules contenant l'uranium 238. On extrait donc du centre de la machine un gaz l�g�rement enrichi. Il faut des dizaines de milliers de centrifugeuses travaillant en cascade et en parall�le pour obtenir les milliers de tonnes d'uranium enrichi n�cessaires � l'industrie �lectronucl�aire.
Apr�s enrichissement, l'UF6 est transform� en oxyde d'uranium (UO3). Cette poudre noire est ensuite comprim�e en petites pastilles qui sont cuites au four � tr�s haute temp�rature. Elles sont en forme de cylindre, ont une longueur d'un centim�tre et sont larges comme un morceau de craie. Chacune d'entre elles ne p�se que sept grammes et peut lib�rer autant d'�nergie qu'une tonne de charbon. Ces pastilles sont ensuite enfil�es dans de longs tubes (ou gaines) de 4 m en alliage � base de zirconium dont les extr�mit�s sont bouch�es de mani�re �tanche pour constituer les "crayons" de combustibles. Les "crayons" sont regroup�s en fagots de section carr�e, appel�s assemblages. Un c�ur de r�acteur REP (r�acteur � eau pressuris�e) de 900 MW (m�gawatt) contient 157 assemblages de combustibles, avec 264 "crayons" par assemblage et 272 pastilles par "crayon". Soit un total de 11 273 856 pastilles d'uranium enrichi.
Dispos�s selon une g�om�trie pr�cise, les assemblages de combustible formant le c�ur du r�acteur s�journent 3 ou 4 ans. Durant cette p�riode, la fission de l'uranium 235 fournit la chaleur n�cessaire � la production d'�lectricit�. Mais le combustible subit �galement des transformations qui le rendent progressivement moins performant: une diminution de la teneur en uranium 235 et une formation de produits de fission perturbant la r�action en cha�ne. Lorsqu'il est trop us� pour produire de l'�nergie de mani�re performante, le combustible est retir� du c�ur du r�acteur et remplac� par du combustible neuf. Un r�acteur standard consomme ainsi environ 27 tonnes d'uranium enrichi par an. La radioactivit� du combustible us� est sup�rieure � celle du combustible neuf (704 millions d'ann�es pour l'uranium 235), ce qui impose des pr�cautions particuli�res pour toute manipulation. Surtout le plutonium qui est fortement radioactif (par �mission alpha). Sa toxicit� chimique est aussi importante, ce qui impose de le manipuler dans des enceintes isol�es �tanches. C'est pourquoi, avant de proc�der � la r�cup�ration des diff�rentes mati�res contenues dans le combustible us�, les assemblages retir�s du c�ur s�journent pendant au moins un an dans une piscine attenante au r�acteur, o� leur radioactivit� diminue d�j� beaucoup. La radioactivit� est la d�composition spontan�e d'un �l�ment chimique, dont les atomes se d�sint�grent en �mettant des particules (rayonnements alpha et b�ta) et des ondes (rayonnement gamma). L'eau constitue une barri�re efficace contre les rayonnements, elle permet aussi de refroidir les assemblages qui, pendant quelque temps encore, continuent de produire de la chaleur. Ce n'est qu'� l'issue de cet entreposage provisoire, lorsque leur activit� a d�j� fortement diminu�, que les assemblages us�s sont transport�s jusqu'� l'usine de traitement.
Un tiers de l'�nergie produite par une centrale nucl�aire vient de la fission du plutonium form� dans le c�ur du r�acteur � partir des absorptions successives de neutrons par l'uranium 238. Mais ni l'uranium ni le plutonium ne br�lent en totalit�: le traitement du combustible us� permet d'en extraire l'uranium et le plutonium restant dans le combustible us� et de les recycler.
Transport�s � l'usine, les crayons de combustibles us�s sont cisaill�s, et dissous dans de l'acide nitrique (HNO3). Le plutonium et l'uranium sont ensuite extraits de ce jus par des m�thodes chimiques analogues � la s�paration de l'huile et du vinaigre dans la vinaigrette. Ici, c'est le tributyl-phosphate (TBP) qui joue le r�le de l'huile et qui concentre l'uranium et le plutonium. L'uranium r�cup�r� pourra � nouveau �tre enrichi et suivre une voie analogue � celle du combustible ordinaire. Quant au plutonium, il permet de fabriquer de nouveaux combustibles compos�s d'un m�lange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium, le "MOX" (de l'anglais "mixed oxides"), d�j� utilis� dans un tiers des r�acteurs � eau pressuris�e (REP). Enfin, les produits de la fission sont des atomes radioactifs qui repr�sentent les seuls vrais d�chets ultimes de la combustion nucl�aire. Ils sont vitrifi�s et entrepos�s comme d�chets radioactifs.
Le MOX est une c�ramique faite d'oxydes d'uranium et de plutonium. Le combustible MOX, utilisable � la place de l'uranium enrichi, permet de br�ler une partie du plutonium produit par le passage du combustible d'uranium dans le r�acteur. Le recyclage du plutonium dans du MOX permet de mieux utiliser le contenu �nerg�tique du combustible. Les d�penses li�es aux op�rations de traitement sont compens�es par les �conomies de combustible li�es au recyclage.
Apr�s un s�jour de trois ou quatre ann�es dans une centrale de production d'�lectricit�, le combustible nucl�aire doit �tre retir� du c�ur du r�acteur. Ce combustible us� compte 97 % d'uranium et de plutonium, encore capables de fournir beaucoup d'�nergie, d'o� l'id�e de les r�cup�rer par une op�ration de traitement chimique, et de les recycler.
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