Schéma du circuit annuel  du combustible nucléaire  en France en 2015

• Le minerai contenant de l’uranium (Pechblende) est extrait de mines souterraines ou à ciel ouvert dans environ 10 pays (USA, Canada, Niger, Australie, Kazakhstan, Russie,…). La concentration d’uranium naturel (Unat) dans les mines exploitées varie de 3 kg à 100 kg (Canada) par tonne de minerai extrait. Dans l’exemple du schéma, la teneur moyenne a été fixée arbitrairement à 7,6 kg/tonne. Pour un million de tonnes de minerai on obtient donc 7600 tonnes d’Unat. La croûte terrestre contient 3 g d’uranium naturel par tonne. Creuser un trou de 10 m de coté et de 10 m de profondeur dans son jardin, c’est extraire en moyenne 3 kg d’uranium. En 2011, l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA[1]) évaluaient à 6 millions de tonnes les ressources récupérables à un coût inférieur à 130 USD/kg. Le monde consommant 60.000 T d’Unat par an, au rythme actuel, il y a pour 100 ans de réserve exploitable dans des conditions économiques raisonnables. "Il faut ajouter à ce chiffre les « ressources supplémentaires estimées », celles dont les études démontrent l’existence, évaluées à 10,5 millions de tonnes, et dont la mise à jour ne fait guère de doute. Au total, avec ces 16 millions de tonnes d’uranium dont la disponibilité semble pratiquement acquise la durée de fonctionnement du parc nucléaire mondial au rythme actuel de consommation est de plus de 2 siècles. Précisons que ces chiffres découlent de réserves dont l’exploitation est estimée à moins de 130 dollars le kilo. Si l’on portait conventionnellement ce prix à 200 dollars le kilo, par exemple, le montant global des ressources estimées serait nettement supérieur aux 16 millions de tonnes annoncées…et la durée de fonctionnement du parc en serait allongée d’autant[2] ".

Le coût d'achat de l'uranium en France (100€/kg x 8000T = 0,8 Md€ / an) représente actuellement 0,2c€/kWh dans les 13c€/kWh que les Français paient généralement "à la prise électrique". Si ce prix d'achat devait doubler, il faudrait débourser 0,2c€ en plus par kWh… Fin 2015, le cours de l'uranium était à moins de 80€/kg.  

• L’extraction de l’Unat du minerai et sa concentration s’effectuent de manière chimique sur le lieu d’extraction. On obtient un concentré d’Unat (80%) sous forme d’une poudre jaune appelée « Yellow cake ».

• L’Unat sous forme de « Yellow cake » est importé en France prés de Narbonne, à Malvesi (7600 T / an à partir de 2011). L’Unat est formé principalement de deux isotopes : l’U238 (99,3%) et l’U235 (0,7%) qui est l’isotope recherché car c’est cet isotope fissile qui démarre et entretien la réaction nucléaire dans un réacteur nucléaire. En France, les réacteurs à eau pressurisés (dit REP) ne peuvent fonctionner qu’avec un combustible uranium contenant environ 4% d’U235 dont on fabrique 1000 T / an. Afin de pouvoir atteindre cette concentration, il faut enrichir l’Unat. Le procédé d’enrichissement nécessite de mettre l’uranium sous forme gazeuse et donc, dans un premier temps, de le « fluoré » à Malvesi sous forme d’UF4 (cristaux vert).

Au 31 décembre 2013, un stock de 26.000 T d’Unat était entreposé sur les sites de Tricastin et de Malvesi, soit plus de trois ans de stock.   En résumé, et par année, la France importe 7600 T d’Unat dont elle extrait 1000 t de combustible (auxquels il faut ajouter 200 T issues d'uranium et de plutonium recyclés, soit environ 1200 T au total), dont seulement 60 t sont fissionnées (soit 5% seulement) pour fournir 75% de notre électricité en France. Il reste donc environ 60 T de produits de fission qui sont les déchets ultimes, soit 1g/hab en France soit encore 6 g une fois conditionnées pour être stockées. Dans ces déchets sont inclus une tonne de noyaux qui ont absorbé des neutrons et qui n’ont pas fissionnés qu’on appelle des actinides mineurs (AM = Neptunium, américium et Curium) et qui sont les plus radioactifs au début (300 ans).  

• Ces cristaux d’UF4 sont ensuite transportés à Pierrelatte pour être transformé en cristaux blancs d’UF6, qui ont la particularité d’être gazeux à partir de 56,4° à la pression atmosphérique.

• Ces cristaux blancs sont emmenés au centre d’enrichissement Georges Besse 2 au Tricastin où ils sont transformés en gaz pour être enrichie dorénavant par centrifugation car ce procédé consomme 50 fois moins d’énergie que la méthode précédente par diffusion gazeuse (50 MW au lieu de 2500MW pour le même résultat). Après enrichissement et défluoration, les 7600 T initiales fournissent 975 T de cristaux noirs d’oxyde d’uranium enrichi à 4% d’U235 (Uo2 à 4% aussi noté Uox) qui servent à fabriquer le combustible et 6625 T d’uranium appauvri (Uapp) dont 109,5 T serviront à fabriquer un autre type de combustible (le Mox, voir explication 17). Le reste (6515,5T) sera entreposé pour un éventuel usage ultérieur. (Les chiffres sont précis pour être cohérents dans les additions mais ils peuvent largement varier d'une année sur l'autre).

Il est à noter que 3300 t de combustibles neufs sous forme d’assemblage prêts à l’emploi (3 ans de consommation) sont entreposés sur différents sites (Tricastin, Hague, Romans, Pierrelatte et les sites EDF[3]), soit au total au minimum 6 ans de réserve avec les 3 ans d’Unat à enrichir (paragraphe 3). Fin 2013, il existe également 27.000 T d'uranium de recyclage principalement à Tricastin.  

• L’Uapp (ne contenant plus que 0,2 à 0,3% d’U235) issu de l’enrichissement est transformé en poudre gris-noir d’U3O8 très stable (incombustible, insoluble, non corrosive). Fin 2013, 290.000 T sont entreposés principalement à Bessines et à Tricastin dans des conteneurs[4]. Il est prévu prés de 500.000 T en 2040. Cette Uapp pourrait être le combustible du futur dans les réacteurs de quatrième génération.

En effet, dans les réacteurs actuels, nous n’utilisons réellement que 0,6 % de l’Unat importé. Il faut 8 T d’Unat pour fabriquer 1 T de combustible à 4 % d’U235 dont 5 % fissionne : 5%/8 = 0,62 %. Avec la GEN IV, nous pourrions fissionner de 60 % à 100 % de l’Unat et la ressource primaire d’Unat fissile est multipliée par 100[5] à 150[6]. A raison d’une consommation prévue de 100 T par an (la production électrique actuelle d’origine nucléaire fissionne 60 T d’uranium par an), nous aurions 5000 ans de stock en France en 2050. Nous avons aujourd’hui 3000 ans de stock sur le sol français.  

• Les deux usines d’assemblage de Marcoule et de Romans préparent les combustibles dans des assemblages de tubes métalliques. Ces tubes contiennent des empilements de pastilles solides de combustible qui se mettront à chauffer une fois insérées dans les 3 types de cœur des réacteurs. Suivant la puissance du réacteur, 0,9 GW, 1,3 GW, 1,45 GW ou 1,6 GW (EPR), la masse de combustible du cœur est de 72 T, 104 T, 110 T ou 128 T.

• Prés de 5000T de combustible sont en cours d’utilisation dans les réacteurs[7].

Sur un total de 58 réacteurs : - 4 réacteurs à Cruas (156 T) fonctionnent avec de l’uranium ré-enrichi (URE) obtenu à partir de l’uranium de retraitement (URT) issu du combustible utilisé une fois, (voir paragraphe 16), - 22 réacteurs dans 19 centrales fonctionnent avec un combustible contenant 30% de Mox (24 sont autorisés à l'utiliser[8]) et 70% d’uranium « normalement enrichi » (Uox à 4% d’U235) - et 32 réacteurs (4500 T) dans 6 centrales fonctionnent uniquement avec ce Uox.   Le total de la consommation des 58 réacteurs en France est de 1170 tonnes de combustible préparé par an pour une production totale de 420 Twh[9]. Mais 20 à 30 Twh[10] sont « absorbés » avant d’être vendus (consommation interne des centrales électriques, production du combustible, pertes dans les lignes transport,…). Il reste donc 390 Twh d’énergie finale (celle qui est payée par les clients). Après 3 ou 4 ans passés dans le cœur, ces trois types de combustibles (Uox, URE, Mox) sont déchargés par tiers ou par quart dans des piscines où ils séjournent environ 3 ans. Ce séjour permet de faire baisser la radioactivité et le dégagement résiduel de chaleur avant le transfert vers La Hague.  

• A fin 2013, le stock d’Uox usé contenant encore 0,8% d’U235 et 1% de Plutonium est d’environ 12000 T[11] (8400T à la Hague et 3600 T sur les sites électronucléaires).

Jusqu’en 2010, La Hague ne pouvait retraiter que 850 T de combustible usé (Uox usé) par an et environ 150 T de Uox usé non retraité était stocké chaque année. Depuis 2011, La Hague peut retraiter annuellement 1050 T de combustible (200 T de plus) et peut donc retraiter tout le combustible Uox usé sortant des centrales nucléaires.  

• Bien que cela ait déjà été fait, les 75 T d’uranium ré-enrichi (URE) ne sont actuellement pas enrichi de nouveau car ce deuxième passage en réacteur accumule des noyaux néfastes à la réaction en chaine (U236 notamment) et des produits de fission. Cette accumulation nécessite des précautions particulières de traitements qui sont plus onéreuses. Les conditions économiques du moment ne nécessitent pas un multi-recyclage de l’URE (qui contient également 0,8% d’U235 et 1% de Plutonium). L’URE est stocké en prévision d’une utilisation ultérieure (enrichissement ou combustible pour la future génération de réacteur dit de quatrième génération à neutrons rapides). Fin 2013, 420 T sont entreposés à la Hague et à la centrale de Cruas[12].

• La production du Mox est d'un peu moins de 10% de la production électronucléaire. Pour les mêmes raisons que l'URE, les 120 T de Mox usés ne sont pas actuellement retraités. Le Mox usé contient 5% de Plutonium[13]. 1500 T de Mox sont entreposés en attente de traitement à la Hague et sur les sites électronucléaires. Le stock « tampon » en France est de 80 T de Pu pour une utilisation en ligne du Pu produit (cf traité de non prolifération nucléaire), 8 T dans le processus de fabrication Mox, et 10 T prêts dans des assemblages Mox ou RNR[14].

• 1170T – 120T – 75T = 975 T de combustible usé (Uox usé) restant annuel qui peut être retraité à la Hague. Cet Uox usé séjourne encore 5 ans en piscine pour faire décroître sa radioactivité.

• Ensuite, les assemblages contenant ces 975 t de combustible sont traités chimiquement à l’acide nitrique par le procédé « Purex » pour séparer :

D'un coté: - l’Uranium (924,5 T), - le Plutonium (10,5 T) - et les produits de fissions (PF) avec les "actinides mineurs" (AM). (40 T / an vitrifié à la Hague dans des conteneurs spéciaux de déchets vitrifiés (CSD-V) sur un total de 60 T). D'un autre coté : Les tubes et embouts métalliques, vides mais radioactifs, qui sont broyés et compactés dans des conteneurs spéciaux de déchets compactés (CSD-C) de 180 litres (environ 560 m3 par an[15] selon INMDR 2015 p34) sont destinés au stockage géologique et sont entreposés temporairement à La Hague.   Au total, les 1170 T de combustibles usés annuellement contiennent 60 T de déchets ultimes (PF + AM), soit la consommation d'uranium d'une demie Clio en volume. Chaque tonne de matière fissionnée produit donc 70 Twh d’électricité.   Sur les 80 tonnes de Pu entreposés (dont 60 T à la Hague), 56 T (soit trois années de consommation) sont de propriété française[16].   Lors des réactions nucléaires dans le cœur des réacteurs, les fissions (principalement des noyaux d’U235 et de Pu 239) donnent naissance à des noyaux plus petits et très instables (radioactifs). Ces produits de fission (PF) sont majoritaires dans les déchets ultimes (49 kg sur 50 kg / tonne de combustible[17]) La radioactivité des produits de fission est divisée par 50 en 6 mois. D’autres noyaux absorbent des neutrons sans fissionner et forment des noyaux encore plus gros (transuraniens) et radioactifs (Américium, Neptunium, Curium). On nomme ces derniers « actinides mineurs » (AM) car ils existent en petite quantité par rapport au Plutonium et à l’Uranium qui sont les actinides majeurs. Même s’ils sont minoritaires dans les déchets ultimes (1kg sur 50 kg), ils sont à l’origine de l’essentiel de la radioactivité à long terme (après 300 ans) des déchets radioactifs. Les noyaux résultants des fissions et les actinides mineurs constituent les déchets ultimes. Ces 40 T de déchets ultimes sont fondus dans une matrice de verre conditionnée dans 620 conteneurs spécialisés de 180 litres par an (soit 120 m3 par an) et actuellement entreposés à La Hague et à Marcoule (total du stock fin 2013 = 3200 m3) dans l’attente d’une solution pérenne de stockage prévue vers 2025 /2030 avec les coques et embouts de déchets MA-VL issus des structures des assemblages de combustibles (44.000 m3 fin 2013[18]).   Tous secteurs confondus (Electronucléaire, Défense, Recherche, Industrie, Médical), le stock de déchets conditionné HA sera de 5300 m3 et MA/VL de 49.000 m3 en 2030[19].    

• Une partie (324,5 T) de l’uranium retraité (URT contenant encore 0,8% d’U235) n'est pas recyclé. Il est stockée à La Hague et au Tricastin. Le stock est de 27.000 T fin 2013[20] principalement à Tricastin et sera de 40.000 T en 2030[21]

• L’autre partie (600 T) de l’URT est ré-enrichie à l’étranger, notamment en Russie à Tomsk (appelé aussi Seversk). Il semble qu’aux termes d’accords commerciaux entre EDF (France) et TENEX (Russie), une partie de l’URT soit ré-enrichie par centrifugation et une autre par mélange (blending) d’Uapp russe et d’Uranium hautement enrichie (HEU : Highly Enriched Uranium) jusqu’à plus de 80% provenant d’anciennes têtes d’armement nucléaires.

En effet, appauvrir 600 T d’URT de 0,8 à 0,2% dégage 360 kg d’U235. Au final, la Russie renvoie donc en France 75 T d’uranium ré-enrichi (URE) à 4,8% (qui contient 360 kg d’U235). S’il y a eu centrifugation , elle conserve sur son sol les 525 T d’Uapp français "délicat" (contenant de l'U236). S’il y a eu enrichissement par « blending » avec de l’Uapp « local / russe », elle conserve les 600 T d’URT français. Il y a simplement échange (swap) quantité pour quantité de matière fissile U235.    

• Les 10,5 T de Plutonium (sous forme de poudre de cristaux gris noirs de PuO2) sont extraits des 975 T de combustibles usés retraités. Ces 10,5 T de Pu sont mélangés à 109,5 T d’Uapp pour former 120 T de Mox contenant 8,75% de Pu. En France, 24 réacteurs sont prévus pour fonctionner avec une proportion de 30% de combustible Mox, et 22 fonctionnent avec du Mox. Malgré le pourcentage de Pu plus élevé (8,75%), le combustible Mox fournit la même énergie que le combustible avec 4% d’U235. Cela est dû au fait qu’il y a plusieurs isotopes du Pu sous le terme générique « Pu » et que certains isotopes ne sont pas fissiles.

  Au bilan, sur les 1170 T de combustible consommé chaque année, 975 T de combustible « neuf » (Uox) sont injectés dans les réacteurs et 195 T proviennent d’un recyclage (Mox et URE) soit 17% (de 1170 T) de recyclage et donc d'économie d'uranium[22]. Si 7600 T d’Unat produisent 975 T de combustible à 4%, alors ces 195 T de combustibles recyclés économisent l’achat de près de 1500 T d’Unat, soit 100 M€ à 70€/kg.   Cependant, selon le point de vue, on peut aussi considérer que sur les 1170 T de combustibles usés sortant annuellement des réacteurs, 1084,5T sont entreposés (Mox, URE, URT, Uapp) ou écartés comme déchets et seulement 85,5 T reviennent effectivement dans les réacteurs (10,5 T de Pu + 75 T d’URE) soit 7% (de 1170 t) de recyclage. Les 195 T réinjectés étant obtenus par un ajout « externe » de 109,5 T d’Uapp en stock additionnées aux 10,5 T de Pu.  

Rappel : Aujourd’hui, le taux de fission du combustible dans les réacteurs est globalement de 5% (50 kg de produits de fission par tonne de combustible). Pour 1170 T de combustible usé par an, il y a donc 60 T de produits de fission par an en France. Mais le taux de fission global de l’Unat importé est de 0,6 % (0,8% avec le recyclage) puisqu’il faut 8 T d’Unat pour fabriquer 1 t de combustible d’U enrichi en U235 et dont seulement 5% fissionnent (5% / 8 = 0,6 %). Dans les surgénérateurs de GEN IV, le taux de combustion de l’Unat pourrait aller de 60% à 100% et donc les réserves « utiles » mondiales serait multipliées par 100 à 150, soit 10.000 ans de réserves mondiales avec la production actuelle. Si on devait multiplier par 10 cette production, il y aurait encore 1000 ans de réserve.

A titre anecdotique, il est intéressant de s’apercevoir que la production annuelle électrique nucléaire française fait « disparaître » 50 kg de matière en énergie tous les ans. Selon la célèbre formule d’Einstein E = MC2. En prenant 420 Twh de production brute d’électricité et un rendement thermique de 33 % (soit 1260 Twh thermique d’énergie fournie par les fissions), on retrouve M = 50 kg^[23].

• [1] Rapport juillet 2011 http://www.iaea.org/About/Policy/GC/GC55/GC55InfDocuments/French/gc55inf-5_fr.pdf
• [2] Francis Sorin http://energies.sfen.org/le-debat-sur-la-transition-energetique/uranium-rupture-de-stocks
• [3] Inventaire National des Matières et Déchets Radioactifs, Rapport de Synthèse 2012 (INMDR, RS 2012) P 46
• [4] Exposé DGEC(C-A Louët) au HCTISN 12 décembre 2013.
• [5] Dossier de presse quatrième génération : vers un nucléaire durable P7, mars 2010
• [6] Dossier CEA décembre 2012
• [7] INMDR, RS 2015; P 43
• [8] http://www.asn.fr/Informer/Dossiers/La-surete-du-cycle-du-combustible/Le-combustible/Le-combustible-MOX
• [9] HCTISN, avis du 12/07/2010
• [10] Bilan énergétique de la France pour 2009 / juin 2010/ MEEDM / Soes
• [11] INMDR, RS 2015, P 43
• [12] INMDR, RS 2015, P43
• [13] OPECST n°612 1997
• [14] INMDR, RS 2012 P49
• [15] http://www.laradioactivite.com/fr/site/pages/Conditionnements_MAVL.htm
• [16] Idem P 50
• [17] HCTISN avis du 12/07/2010
• [18] INMDR, RS 2015 P28
• [19] INMDR, RS 2012 P40
• [20] INMDR,RS 2015 p28
• [21] INMDR RS, P50
• [22] INMDR RS, P45
• [23] 1 Twh = 3,6.10¹⁵ J E = 1260 Twh = 4,536.10¹⁸ J C² = 9.10¹⁶ m/s M = E / C² = 50,4 kg [1] INMDR RS, P45 [1] 1 Twh = 3,6.10¹⁵ J E = 1260 Twh = 4,536.10¹⁸ J C² = 9.10¹⁶ m/s M = E / C² = 50,4 kg