⚛️ Le cycle du combustible nucléaire
De la mine jusqu'à l'assemblage, puis du réacteur jusqu'aux colis de déchets. Toutes les transformations physiques et chimiques de la matière, la méthode d'enrichissement et pourquoi elle passe par l'hexafluorure, le temps que le combustible passe en réacteur puis en piscine, et les étapes du traitement à La Hague.
Les données de cette page suivent les publications d'Orano et du CEA. Les schémas, eux, sont redessinés pour ce site.
Entre le caillou sorti d'une mine kazakhe et la pastille de céramique qui chauffe l'eau d'un réacteur français, la matière change sept fois de forme chimique. Puis, une fois sortie du réacteur, elle en change encore. Ce parcours est souvent résumé en une flèche dans les schémas grand public ; il mérite mieux que ça, parce que chaque étape répond à une contrainte physique très précise.
⛏️ L'amont : de la mine à l'assemblage
⛏️ Étape 1 : L'extraction
UO₂, U₃O₈ dans la roche
On extrait un minerai dont la teneur en uranium va de 0,1 % à quelques pour cent, exceptionnellement jusqu'à 20 % au Canada. Trois méthodes : mine à ciel ouvert, mine souterraine, et surtout la récupération in situ, qui consiste à dissoudre l'uranium directement dans le sous-sol et à pomper la solution. Le Kazakhstan, le Canada, la Namibie, l'Australie, l'Ouzbékistan et le Niger fournissent l'essentiel de la production mondiale. La France n'extrait plus d'uranium sur son sol depuis 2001.
🟡 Étape 2 : La concentration
U₃O₈
Sur place, à la mine. On broie le minerai, puis on l'attaque à l'acide sulfurique ou en milieu alcalin : l'uranium passe en solution sous forme d'ion uranyle. On le récupère ensuite par des résines échangeuses d'ions ou par extraction au solvant, et on le précipite. Le produit est une poudre jaune-vert, l'octaoxyde de triuranium U₃O₈, le fameux « yellowcake », qui titre environ 75 % d'uranium. On est passé d'une roche à un concentré chimique transportable.
🧪 Étape 3 : La conversion, 1re étape
UF₄
En France, à Malvési, près de Narbonne. On purifie le concentré, encore chargé d'impuretés, par dissolution dans l'acide nitrique et extraction au solvant. Puis on le réduit en dioxyde UO₂, et on le fait réagir avec de l'acide fluorhydrique HF pour obtenir du tétrafluorure d'uranium UF₄, un solide vert qu'on appelle le « sel vert ». C'est la première fois que le fluor entre en scène, et il ne va plus en sortir avant l'enrichissement.
💨 Étape 4 : La conversion, 2e étape
UF₆
Au Tricastin, dans la Drôme, à l'usine Philippe Coste. On fait réagir l'UF₄ avec du fluor gazeux F₂ pour obtenir de l'hexafluorure d'uranium UF₆. Ce composé est la clé de tout ce qui suit, pour une raison très précise expliquée juste en dessous. Il est solide à température ambiante et se sublime, c'est-à-dire qu'il passe directement du solide au gaz, à seulement 56,4 °C.
🌀 Étape 5 : L'enrichissement
3 à 5 % d'²³⁵U
Toujours au Tricastin, à l'usine Georges Besse II. On fait passer l'UF₆ gazeux dans des cascades de centrifugeuses pour faire monter la proportion d'uranium 235 de 0,7 % à 3 ou 5 %. C'est l'étape la plus technique de tout le cycle, et la seule qui soit un enjeu de prolifération.
⚪ Étape 6 : La reconversion
UO₂
On ne met pas du gaz dans un réacteur. L'UF₆ enrichi est donc reconverti en dioxyde d'uranium UO₂, une poudre noire, chimiquement stable, réfractaire, qui fond au-delà de 2 800 °C. Le fluor a fait son travail de véhicule isotopique, on s'en débarrasse.
🔩 Étape 7 : La fabrication
Pastilles, crayons, grilles
La poudre est pressée en petites pastilles, frittées à haute température, rectifiées au micron, empilées dans des tubes en alliage de zirconium, eux-mêmes assemblés en un réseau de quatre mètres de haut. Le détail est plus bas : c'est de la métallurgie et de la céramique de précision.
💨 Pourquoi l'hexafluorure, et pas autre chose ?
C'est la question la plus intéressante de tout le cycle amont, et la réponse tient en deux propriétés du fluor.
1. Le fluor n'a qu'un seul isotope stable
Le fluor naturel est du fluor 19, à 100 %. Aucune autre variante. Conséquence : dans une molécule d'UF₆, les six atomes de fluor pèsent exactement la même chose d'une molécule à l'autre, et la seule différence de masse possible vient de l'atome d'uranium. C'est indispensable, puisque tout le procédé de séparation repose sur cette différence de masse. Avec de l'oxygène, qui a trois isotopes stables, le signal serait brouillé.
2. Il devient gazeux à basse température
Pour séparer des molécules une par une, il faut un gaz. Or l'uranium et ses composés sont des solides très réfractaires : l'UO₂ fond au-delà de 2 800 °C. L'UF₆, lui, se sublime à 56,4 °C, passant directement du solide au gaz sans étape liquide. C'est le seul composé d'uranium à la fois gazeux à température modérée, chimiquement maîtrisable et industriellement manipulable.
⚠️ La contrepartie est sérieuse : l'UF₆ réagit violemment avec l'eau, y compris l'humidité de l'air, en libérant de l'acide fluorhydrique, un produit très corrosif et toxique. Le risque principal des usines de conversion et d'enrichissement est d'ailleurs davantage chimique que radiologique : à ce stade, l'uranium est encore très peu radioactif.
🌀 L'enrichissement : séparer deux atomes presque identiques
L'uranium naturel contient 99,3 % d'uranium 238 et seulement 0,7 % d'uranium 235. Or seul l'uranium 235 est fissile avec les neutrons lents d'un réacteur à eau. Pour qu'une réaction en chaîne s'entretienne dans un réacteur à eau pressurisée, il faut monter cette proportion à 3 à 5 %.
Le problème : ces deux atomes sont chimiquement identiques. Même nombre d' électrons, mêmes liaisons, mêmes réactions. Aucune chimie ne peut les distinguer. La seule prise possible est leur masse, et elle diffère d'à peine 1 %. Sous forme d'UF₆, une molécule d'²³⁵UF₆ pèse 349 unités contre 352 pour l'²³⁸UF₆, soit 0,85 % d'écart. Tout l'enrichissement industriel consiste à exploiter cette différence-là.
La centrifugation, en pratique
Le gaz est injecté dans un cylindre en matériau composite qui tourne sur lui-même à très grande vitesse, la périphérie dépassant la vitesse du son. La force centrifuge, des centaines de milliers de fois plus intense que la pesanteur, plaque préférentiellement les molécules lourdes contre la paroi et laisse les légères plus près de l'axe. Un gradient thermique entretenu dans le bol crée en plus une circulation verticale qui amplifie l'effet. On soutire alors les deux flux séparément.
Le gain d'une seule centrifugeuse est minuscule. On les branche donc en cascades : le flux enrichi d'un étage alimente l'étage suivant, le flux appauvri redescend d'un étage. Il en faut des dizaines de milliers pour faire tourner une usine. La quantité de travail nécessaire se mesure d'ailleurs dans une unité dédiée, l'unité de travail de séparation, l'UTS, qui est ce que vend réellement un enrichisseur.
L'ancienne méthode : la diffusion gazeuse
L'usine Eurodif, au Tricastin, a enrichi pendant plus de trente ans en poussant l'UF₆ à travers des barrières poreuses : les molécules légères, un peu plus rapides à température égale, traversent légèrement plus vite. Le procédé marche, mais il faut comprimer le gaz à chaque étage, et il y a des milliers d'étages. Résultat : une consommation électrique d'environ 2 500 MW, soit l'équivalent de près de trois tranches nucléaires dédiées à cette seule usine. Elle a été arrêtée en 2012.
L'actuelle : la centrifugation
L'usine Georges Besse II, en service depuis 2011, produit la même chose avec environ 50 MW, soit cinquante fois moins d'électricité. C'est l'un des plus gros gains d'efficacité énergétique jamais réalisés sur un procédé industriel français. Une fois lancée, une centrifugeuse tourne sur ses paliers avec très peu de pertes : on ne paie plus que le frottement résiduel, pas la compression du gaz.
Il reste un sous-produit, et il n'est pas anecdotique : l'uranium appauvri. Pour obtenir une tonne d'uranium enrichi à 4 %, il faut environ huit tonnes d' uranium naturel, et il en ressort donc sept tonnes d'un uranium tombé à 0,2 ou 0,3 % d'²³⁵U. Il est reconverti en oxyde stable et entreposé. Ce n'est pas un déchet au sens réglementaire, mais une matière : elle redeviendrait très précieuse si des réacteurs à neutrons rapides voyaient le jour, puisqu'ils sauraient en tirer de l'énergie.
🔩 La fabrication : de la poudre à l'assemblage
On repart de la poudre d'UO₂. Elle est pressée dans des matrices pour former de petits cylindres, puis frittée dans un four à très haute température sous atmosphère réductrice : les grains se soudent entre eux, la matière se densifie et devient une véritable céramique. Les pastilles sont enfin rectifiées au micron près, parce que le jeu entre la pastille et sa gaine conditionne le transfert de chaleur.
Les ordres de grandeur
- • Une pastille : environ 8 mm de diamètre, un centimètre de haut, 7 grammes
- • Un crayon : un tube de zirconium de 4 mètres, contenant 272 pastilles, scellé par soudure et pressurisé à l'hélium
- • Un assemblage : 264 crayons en réseau 17 × 17, plus 25 tubes guides pour les barres de commande et l'instrumentation, soit 289 positions. 4,06 m de haut, environ 500 kg
- • Un cœur de réacteur 900 MW : 157 assemblages, soit de l'ordre de 11 millions de pastilles
Le zirconium n'est pas choisi au hasard : c'est un métal qui absorbe très peu les neutrons, ce qui est essentiel puisque la gaine est en plein dans le flux, et qui résiste bien à l'eau à 155 bars et 320 °C. Son défaut est connu et il a joué un rôle central à Fukushima : au-delà de 1 200 °C environ, il s'oxyde violemment avec la vapeur d'eau en libérant de l'hydrogène.
⚡ Ce que contient vraiment un assemblage, en énergie
C'est le chiffre qui rend le nucléaire difficile à se représenter, parce qu'il n'a pas d'équivalent dans notre expérience quotidienne. Faisons le calcul de bout en bout, avec les hypothèses affichées.
Le calcul
- • Un assemblage de réacteur 900 MW contient environ 410 kg d'uranium
- • Il est déchargé à un taux de combustion de l'ordre de 45 gigawatts-jours par tonne
- • Soit 18,5 GWj, c'est-à-dire environ 440 GWh de chaleur
- • Avec un rendement thermodynamique de 33 %, il reste environ 145 GWh d'électricité
≈ 2 000 kWh
par pastille de 7 grammes, soit un an d'électricité domestique pour un Français
≈ 145 GWh
par assemblage, soit l'électricité domestique de 70 000 Français pendant un an
≈ 23 TWh
pour un cœur entier de 157 assemblages, sur toute sa durée de séjour
Reprends la première case et relis-la lentement : une pastille qui tient dans le creux de la main couvre une année entière d'électricité domestique d'une personne. C'est du même ordre qu'une tonne de charbon, ce qui donne une idée du rapport de volume entre les deux filières. Et un seul assemblage, que deux personnes ne pourraient pas soulever, alimente l'équivalent d'une ville comme Chalon-sur-Saône pendant un an.
Hypothèses : consommation d'électricité domestique hors chauffage d'environ 2 100 kWh par personne et par an, d'après les données ADEME et RTE ; le secteur résidentiel pesait 143 TWh sur les 449 TWh consommés en France en 2024. Taux de combustion et rendement retenus dans les fourchettes usuelles du parc français.
⚛️ Combien de temps le combustible reste-t-il en réacteur ?
Un assemblage passe en général trois à quatre ans dans le cœur. Mais il n'y reste pas d'un seul tenant : le réacteur est arrêté tous les douze à dix-huit mois pour le rechargement. À chaque arrêt, on ne remplace qu'une fraction du cœur, un tiers sur les réacteurs de 900 MW, et on déplace les assemblages restants pour homogénéiser l'usure. Un assemblage neuf commence donc en périphérie ou au centre selon la stratégie, puis migre au fil de ses cycles.
Ce qui décide de sa sortie n'est pas le temps mais le taux de combustion, c'est-à-dire l'énergie qu'il a délivrée par tonne de matière. Quand il est atteint, le combustible a perdu l'essentiel de son uranium 235 et accumulé des produits de fission qui capturent les neutrons et étouffent la réaction. Il faut le sortir, même si l'écrasante majorité de sa matière est encore là.
C'est le point qu'on oublie systématiquement : un combustible « usé » reste composé d'environ 95 % d'uranium et 1 % de plutonium, tous deux valorisables. Seuls 4 à 5 % de la matière sont réellement des déchets. Tout le procédé de La Hague existe pour aller chercher ces 96 % récupérables.
💧 La piscine de la centrale : pourquoi on ne peut pas faire autrement
À la seconde où on arrête la réaction en chaîne, le combustible continue de chauffer. C'est la puissance résiduelle, produite par la désintégration des produits de fission accumulés. Juste après l'arrêt, elle représente encore de l'ordre de 6 % de la puissance nominale, soit plusieurs dizaines de mégawatts pour un réacteur de 900 MW. Elle décroît vite, mais elle ne s'annule jamais complètement.
L'assemblage est donc transféré, toujours sous eau, du cœur vers la piscine de désactivation du bâtiment combustible. Il y reste au minimum un an, en pratique souvent plusieurs années. L'eau y joue deux rôles à la fois : elle évacue la chaleur et elle arrête les rayonnements. Quelques mètres d'eau suffisent à ce qu'on puisse se tenir au bord de la piscine sans protection. C'est aussi ce qui rend ces piscines si sensibles : leur refroidissement doit être assuré en permanence.
Une fois la puissance résiduelle suffisamment retombée, les assemblages sont chargés sous eau dans des châteaux de transport, des emballages d'acier et de plomb d'une centaine de tonnes, puis acheminés par rail et par route jusqu'à La Hague.
🔥 Pourquoi un château de transport a des ailettes, comme un radiateur de PC
C'est le détail qui saute aux yeux quand on s'approche : la robe de l'emballage n'est pas lisse, elle est couverte de rangées d'ailettes en cuivre. Elles ne sont pas décoratives, elles répondent à un problème très concret. Le combustible usé chauffe encore, et il chauffera encore pendant des siècles.
L'ordre de grandeur
- • Un an après sa sortie du cœur, un assemblage dégage encore de l'ordre de 7 kW de chaleur, soit sept radiateurs électriques.
- • Au bout de deux ans, la puissance résiduelle est déjà tombée aux alentours de 3 kW, et après quatre à cinq ans de piscine elle passe sous la barre des 2 kW par assemblage, seuil de référence retenu par l'IRSN pour envisager un entreposage à sec.
- • Un TN 12/2 en transporte 12 à la fois. Selon l'âge du combustible chargé, il y a donc typiquement de 20 à 50 kW à évacuer en permanence, soit l'équivalent de vingt à cinquante radiateurs électriques enfermés dans un cylindre d'acier.
Or l'emballage a besoin d'une couche épaisse de résine neutrophage pour arrêter les neutrons. Et cette résine, excellente contre les neutrons, est un très mauvais conducteur de chaleur. Sans rien faire, la chaleur du combustible resterait piégée à l'intérieur. Les ailettes en cuivre traversent la résine de part en part : elles font pont thermique entre le corps en acier et la peau extérieure, puis multiplient la surface d'échange avec l'air ambiant. Le cuivre est choisi parce qu'il conduit la chaleur presque deux fois mieux que l'aluminium et vingt fois mieux que l'acier.
C'est exactement le principe du radiateur d'un processeur, à ceci près qu'il n'y a ni ventilateur ni pompe. Tout est passif, par conduction puis convection naturelle, parce qu'un emballage de transport doit rester sûr même si tout le reste tombe en panne.
Les largeurs sont indicatives et ne sont pas à l'échelle : la phase d'entreposage se compte en décennies, voire davantage.
🏭 La Hague : sept étapes pour trier 100 % de la matière
L'usine Orano de La Hague, dans la Manche, existe pour une seule raison : séparer. Séparer ce qui peut resservir de ce qui ne peut plus rien donner, et conditionner le second de façon durable. Tout le procédé est mené à distance, derrière des murs de béton et des vitres au plomb, aucun opérateur n'approche jamais la matière.
🚛 Étape 1 : Réception et piscine
Les assemblages arrivent dans des châteaux de transport en acier et plomb d'environ 100 tonnes. Ils sont déchargés sous eau et rejoignent les piscines d'entreposage du site, où ils continuent de refroidir. Au total, un combustible a en général passé au moins cinq ans sous eau avant d'être traité : il faut que sa puissance résiduelle et sa radioactivité aient suffisamment décru.
✂️ Étape 2 : Le cisaillage
L'assemblage est sorti de l'eau, dans une cellule blindée pilotée à distance, et découpé à la cisaille en tronçons de quelques centimètres. C'est une opération purement mécanique : on ouvre les gaines pour que la chimie puisse atteindre l'oxyde qui est dedans.
⚗️ Étape 3 : La dissolution
Les tronçons tombent dans de l'acide nitrique bouillant. L'oxyde d'uranium se dissout entièrement, alors que les gaines en zirconium et les embouts métalliques, eux, ne se dissolvent pas : ils restent au fond sous forme de morceaux qu'on appelle les « coques ». On obtient d'un côté une solution nitrique contenant tout ce qui était fissile ou radioactif, de l'autre de la ferraille irradiée. Les gaz de fission relâchés à ce moment-là sont captés et traités.
🧫 Étape 4 : L'extraction PUREX
C'est le cœur du procédé, et son nom dit tout : Plutonium Uranium Refining by EXtraction. On met la solution nitrique en contact avec un solvant organique, le tributylphosphate dilué dans un hydrocarbure. Le solvant capte sélectivement l'uranium et le plutonium et laisse derrière lui les produits de fission et les actinides mineurs. On sépare ensuite l'uranium du plutonium en jouant sur leurs degrés d'oxydation, puis on purifie chacun de son côté. Le résultat : trois flux qui ne se mélangeront plus jamais.
🔥 Étape 5 : La vitrification
Le flux des produits de fission et des actinides mineurs est évaporé, calciné, puis incorporé à une pâte de verre borosilicaté portée à plus de 1 100 °C. Les atomes radioactifs prennent place dans la structure même du verre, ils n'y sont pas simplement mélangés. Le verre est coulé dans un conteneur en acier inoxydable d'environ 180 litres : c'est le CSD-V, le colis standard de déchets vitrifiés, conçu pour tenir des centaines de milliers d'années.
🗜️ Étape 6 : Le compactage
Les coques et les embouts, eux, sont écrasés sous presse en galettes métalliques, empilées dans un conteneur du même format : c'est le CSD-C, le colis standard de déchets compactés. Beaucoup moins radioactif que le CSD-V, mais à vie longue.
🕳️ Étape 7 : L'entreposage
Les CSD-V rejoignent des puits ventilés, sous une dalle de béton et d'acier sur laquelle on peut marcher sans protection particulière. Ils y refroidissent en attendant le stockage géologique profond, le projet Cigéo. Les CSD-C attendent la même destination.
🟡 Les cuves de nitrate d'uranyle : à quoi ça sert ?
C'est l'un des spectacles les plus marquants de la visite, et l'un des moins expliqués. Quand l'oxyde d'uranium se dissout dans l'acide nitrique, l'uranium ne reste pas sous forme d'oxyde : il passe en solution sous forme d'ion uranyle UO₂²⁺, associé aux ions nitrate. On obtient du nitrate d'uranyle, de formule UO₂(NO₃)₂, une solution d'un jaune-vert très caractéristique, qui devient fluorescente sous ultraviolet.
Pourquoi passer par un liquide alors qu'on est parti d'un solide et qu'on finira sur un solide ? Pour trois raisons très pratiques :
- • Parce qu'on ne sait séparer chimiquement que des choses en solution. Toute l'extraction PUREX repose sur des échanges entre une phase aqueuse et une phase organique. Sans mise en solution, pas de tri possible entre uranium, plutonium et produits de fission.
- • Parce qu'un liquide se transporte dans des tuyaux. Dans une usine où aucun humain ne peut approcher la matière, pouvoir la déplacer d'une cellule blindée à l'autre par simple pompage ou par différence de pression change absolument tout.
- • Parce que la concentration se pilote finement. On évapore, on ajuste, on contrôle en continu la teneur et l'acidité, ce qu'on ne saurait pas faire avec une poudre.
Les cuves qu'on voit sont donc des cuves d'entreposage de l'uranium purifié, en bout de chaîne d'extraction. Elles ont une particularité de conception essentielle : leur géométrie est volontairement défavorable. On privilégie des tubes de faible diamètre ou des cuves annulaires, plutôt que de grosses sphères, précisément pour qu'aucune réaction en chaîne ne puisse jamais s'amorcer, quelle que soit la concentration. C'est ce qu'on appelle la sûreté-criticité par la géométrie. Ensuite, la solution est dénitratée thermiquement : on la chauffe, les nitrates partent, et il reste un oxyde solide U₃O₈, l'uranium de retraitement, stockable pendant des décennies.
♻️ L'uranium de retraitement : 25 000 tonnes qui attendent une usine
L'uranium qui remplit cette citerne sort d'assemblages qui ont passé quatre à cinq ans en réacteur puis plusieurs années en piscine. On l'appelle l'uranium de retraitement, ou URT. Et il faut lever tout de suite une confusion très répandue : ce n'est pas de l'uranium appauvri.
Uranium naturel
0,71 %
d'uranium 235, celui qui sort de la mine
Uranium de retraitement
≈ 0,9 %
d'uranium 235 : plus riche que le naturel, donc précieux
Uranium appauvri
0,2 à 0,3 %
le résidu de l'enrichissement, lui vraiment pauvre
L'URT est bien composé à plus de 98 % d'uranium 238, comme tout uranium. Mais sa teneur en uranium 235 reste supérieure à celle du minerai : le réacteur en a consommé une partie, jamais la totalité. Le réenrichir revient donc à partir d'un minerai déjà meilleur que celui d'une mine, et cela permettrait d'économiser de l'ordre de 25 % d'uranium naturel sur le cycle français.
Alors pourquoi ces 25 000 tonnes d'URT dorment-elles à Pierrelatte, avec environ mille tonnes de plus chaque année ? Parce que l'URT ne se traite pas comme de l'uranium ordinaire. Le passage en réacteur y a créé des isotopes absents du minerai, notamment l'uranium 232, dont les descendants sont très irradiants, et l'uranium 236, un poison neutronique qu'il faut compenser en enrichissant davantage. Sa conversion réclame donc une usine dédiée, avec ses propres protections biologiques. Et cette usine, il n'en existe qu'une seule au monde : celle de Tenex, filiale de Rosatom, à Seversk en Russie.
Tant que l'uranium naturel restait bon marché, construire en France une usine que la Russie possédait déjà n'avait aucun sens économique : c'était moins cher d'envoyer l'URT là-bas. La guerre en Ukraine a changé la question, qui n'est plus seulement économique mais aussi stratégique. Orano dit savoir faire cette usine et savoir où l'implanter, sur le site du Tricastin. Mais à ce jour, la décision d'investissement n'est pas prise : on parle de plusieurs milliards d'euros et d'une dizaine d'années de chantier, et les contrats avec Rosatom continuent de courir en attendant. C'est l'un des angles morts les plus concrets de l'indépendance énergétique française.
Au passage : la France transforme bien plus d'uranium qu'elle n'en consomme
Sur l'autre bout de la chaîne, l'usine Philippe Coste du Tricastin, mise en service en 2018, convertit l'uranium en hexafluorure UF₆ avec une capacité nominale d'environ 15 000 tonnes par an (14 000 t à la mise en service). En face, le parc français consomme de l'ordre de 8 000 tonnes d'uranium naturel par an. Le surplus n'est pas perdu : il part chez les clients étrangers d'Orano. Même chose pour l'enrichissement, dont la capacité se compte en unités de travail de séparation : Georges Besse II tourne à 7,5 millions d'UTS par an et une extension de 2,5 millions d'UTS est en construction pour 2028, en partie pour se substituer aux importations russes en Europe. Autrement dit, la France est nettement exportatrice de services du cycle (conversion, enrichissement) alors qu'elle est totalement importatrice de la matière elle-même.
95 %
d'uranium récupéré, sous forme d'uranium de retraitement. Réenrichi, il peut repartir en réacteur.
1 %
de plutonium, transformé en oxyde puis envoyé à Marcoule pour fabriquer du MOX, un combustible mixte utilisé dans une partie du parc.
4 à 5 %
de déchets ultimes : produits de fission et actinides mineurs, vitrifiés en CSD-V. Ils portent l'essentiel de la radioactivité.
🔵 Le plutonium et le MOX : boucler une partie du cycle
Ce fameux 1 % de plutonium mérite qu'on s'y arrête, parce qu'il n'était pas là au départ. Il s'est fabriqué tout seul dans le réacteur. Un noyau d'uranium 238, qui n'est pourtant pas fissile avec les neutrons lents, peut en capturer un ; il devient de l'uranium 239, qui se transforme en neptunium 239, lequel se transforme à son tour en plutonium 239. Et celui-là, lui, est fissile. Une partie est d'ailleurs consommée sur place : dans un réacteur en fin de cycle, une fraction non négligeable de l'énergie produite vient déjà du plutonium formé pendant le séjour.
Du nitrate à l'oxyde, puis vers Melox
Comme l'uranium, le plutonium sort de l'extraction PUREX sous forme d'une solution nitrique. Il est ensuite précipité en oxalate, puis calciné, pour donner une poudre d'oxyde de plutonium PuO₂. Cette poudre est conditionnée dans des boîtages étanches en acier inoxydable, emboîtés les uns dans les autres, eux-mêmes placés dans un conteneur de transport spécifique. Le convoi vers l'usine Melox, à Marcoule dans le Gard, fait l'objet d'un dispositif de sécurité tout autre que celui des autres flux du cycle : le plutonium est une matière sensible au titre de la non-prolifération.
À noter, parce que c'est contre-intuitif : le PuO₂ émet surtout des rayonnements alpha, très peu pénétrants, arrêtés par une feuille de papier. Le danger n'est donc pas l'irradiation à distance mais la contamination interne : il ne faut jamais en inhaler ni en ingérer. D'où le confinement en boîtages étanches, et le travail en boîte à gants plutôt que derrière des murs de béton.
📷 Emplacement photo
Un conteneur de plutonium récupéré dans le combustible usé, avant départ vers Melox
public/cycle-combustible/conteneur-plutonium.jpg
Le MOX, mode d'emploi
MOX est l'abréviation de Mixed OXide, oxyde mixte. C'est un combustible fabriqué en mélangeant deux poudres : de l'oxyde de plutonium issu du traitement, à hauteur de quelques pour cent, et de l'oxyde d'uranium appauvri, celui-là même qui restait comme résidu de l'enrichissement. Autrement dit, le MOX valorise deux sous-produits à la fois. Le mélange est broyé, homogénéisé, puis suit exactement le même parcours que le combustible classique : pressage, frittage, rectification, gainage, assemblage.
Ce que ça apporte
- • Une économie d'uranium naturel de l'ordre de 10 %, et autant d'extraction minière évitée
- • Le plutonium est consommé plutôt qu'accumulé, ce qui réduit d'autant un stock sensible
- • Le volume de déchets à vie longue à stocker est réduit
Ses limites, qu'il faut dire aussi
- • Seule une partie du parc est autorisée à en charger, et seulement sur une fraction du cœur
- • Le combustible MOX usé est plus chaud et plus radioactif que l'usé classique, donc plus long à refroidir
- • Il n'est pas retraité une seconde fois aujourd'hui : le vrai bouclage du cycle suppose des réacteurs à neutrons rapides
Il faut donc être précis sur les mots : le cycle français est partiellement fermé, pas fermé. On recycle une fois, ce qui est déjà rare dans le monde, mais on ne recycle pas indéfiniment. Le cycle réellement fermé, celui où l'uranium appauvri et le plutonium seraient consommés en boucle, suppose des réacteurs à neutrons rapides. C'est précisément ce que devait démontrer le projet Astrid, arrêté en 2019.
🎥 J'ai filmé tout ce parcours sur place, du déchargement des assemblages jusqu'aux puits d'entreposage des colis : Visite complète d'Orano La Hague. Et pour les volumes de déchets, catégorie par catégorie, avec la comparaison qui remet tout à sa place : la section « Les déchets nucléaires » de mes convictions.
Voir les sources
- Orano, le cycle du combustible nucléaire : enchaînement des étapes, rôles respectifs de Malvési (conversion en UF₄), de l'usine Philippe Coste au Tricastin (conversion en UF₆) et de Georges Besse II (enrichissement).
- Orano Tricastin, conversion et enrichissement de l'uranium : la centrifugation consomme environ cinquante fois moins d'électricité que la diffusion gazeuse, 50 MW contre 2 500 MW.
- CEA, la fabrication du combustible : pressage, frittage, rectification des pastilles, gainage en zircaloy.
- laradioactivite.com, les assemblages de réacteurs REP : réseau 17 × 17, 264 crayons et 25 tubes guides, 4,06 m de haut, environ 500 kg, 157 assemblages dans un cœur de 900 MW, 272 pastilles par crayon.
- laradioactivite.com, le refroidissement du combustible : puissance résiduelle d'environ 7 kW par assemblage un an après la sortie du cœur, et décroissance de 25 à 7 kW par tonne en deux ans. Le seuil de 2 kW par assemblage retenu pour l'entreposage à sec vient du rapport IRSN 2018 sur l'entreposage du combustible usé. Les 20 à 50 kW par TN 12/2 sont l'encadrement qui en découle pour douze assemblages, pas une valeur d'agrément.
- Avis IRSN 2017-00297 sur l'emballage TN 12/2 : coque d'acier épaisse recouverte d'une résine neutrophage traversée par des rangées d'ailettes en cuivre, panier de douze logements.
- Uranium de retraitement et SFEN, les flux d'URT entre la France et la Russie : teneur d'environ 0,9 % en uranium 235, stock d'environ 25 000 tonnes à Pierrelatte qui grossit d'un millier de tonnes par an, usine de conversion unique au monde à Seversk (Tenex, Rosatom). Voir aussi Reporterre sur le projet d'usine française : Orano sait où l'implanter au Tricastin mais la décision d'investissement n'est pas prise à ce jour.
- SFEN, l'usine Philippe Coste : capacité nominale d'environ 15 000 tonnes d'uranium par an en UF₆ (14 000 t à la mise en service en 2018). Extension de Georges Besse II de 2,5 millions d'UTS pour 2028 d'après la SFEN. Le besoin français d'environ 8 000 tonnes d'uranium naturel par an vient du ministère de la Transition écologique.
- Les schémas de cette page sont redessinés à la main pour ce site. Ils reprennent les enchaînements décrits par Orano et le CEA, mais ne reproduisent aucun visuel de ces organismes. Les photos sont les miennes, prises lors de mes visites de Civaux et d'Orano La Hague.