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Enrichissement de l'uranium

Enrichissement uranium étapes

Enrichissement par diffusion gazeuse. Maintenance dans une allée de diffuseurs de l'usine d'Eurodif, arrêtée le 7 juin 2012. (©Areva)

À RETENIR
  • Pour alimenter des réacteurs nucléaires, il faut disposer d’un combustible dont la proportion d’uranium 235 fissile se situe entre 3% et 5% (contre 0,7% dans l'uranium naturel).
  • Deux principaux procédés d'enrichissement ont été développés à l’échelle industrielle : la diffusion gazeuse et l’ultracentrifugation. 
  • La très légère différence de masse entre les deux molécules permet d’augmenter petit à petit la concentration en uranium 235 mais il est nécessaire de reproduire ces procédés à de nombreuses reprises pour obtenir du combustible nucléaire.
  • Trois acteurs principaux assurent l’enrichissement de l’uranium dans le monde : le russe Tenex, l'européen Urenco et le français Areva.
Définition et catégories

L’uranium est un métal relativement répandu. Dans la croûte terrestre, il est 50 fois plus abondant que le mercure et 1 000 fois plus abondant que l’or. A l’instar de la plupart des métaux, l’uranium ne se trouve pas dans la nature sous sa forme pure.

Il se combine dans les roches à d’autres éléments chimiques pour former principalement deux minerais uranifères (qui contiennent de l’uranium) : la pechblende (U3O8) et l’uranite (UO2). Leur exploitation se fait dans des mines à ciel ouvert ou des galeries d’extraction souterraines. 

La teneur en uranium du minerai étant généralement faible, on commence par le concentrer sur le lieu d’extraction afin de ne pas alourdir les coûts du transport. Pour cela, les roches sont broyées, concassées en poudre fine, puis dissoutes dans une solution d’acide sulfurique chaud.

La solution liquide est ensuite précipitée, filtrée, lavée et séchée. On obtient alors une pâte jaune contenant environ 75% d’oxyde d’uranium (U3O8), appelée « yellow cake ». Mais ce concentré n’est pas utilisable tel quel dans un réacteur nucléaire. Il faut d’abord le débarrasser des ses impuretés (raffinage), puis convertir l’oxyde d’uranium presque pur en hexafluorure d’uranium (UF6) pour faciliter l’étape ultérieure d’enrichissement.

La proportion d’uranium 235 dans le combustible nucléaire se situe entre 3% et 5%.

Pourquoi faut-il enrichir l’uranium ? 

Pour alimenter des réacteurs comme les REP constituant le parc nucléaire français, il faut disposer d’un combustible dont la proportion d’uranium 235 se situe entre 3% et 5% car seul cet isotope (élément dont les atomes possèdent le même nombre d’électrons et de protons, mais un nombre différent de neutrons) de l’uranium peut subir la fission nucléaire libératrice d'énergie. Or, dans 100 kg d’uranium naturel, il y a 99,3 kg d’uranium 238 et 0,7 kg d’uranium 235 fissile, soit 0,7 % seulement d’uranium 235 fissile. L’opération consistant à augmenter la proportion d’uranium 235 est appelée « enrichissement ».

Les méthodes d’enrichissement

L’enrichissement est une opération difficile car, comme tous les isotopes d’un même élément, l’uranium 235 et l’uranium 238 se ressemblent beaucoup et ont les mêmes propriétés chimiques. Cependant, il est possible de les différencier grâce à leur légère différence de masse. En effet, l’uranium 235 est un tout petit peu plus léger que l’uranium 238.

C’est pourquoi, actuellement, l’enrichissement de l’uranium est basé sur la différence de mobilité due à cette faible différence de masse. De tous les procédés d’enrichissement étudiés jusqu’à présent, deux ont été développés à l’échelle industrielle : la diffusion gazeuse et l’ultracentrifugation. 

Fonctionnement technique ou scientifique

La diffusion gazeuse 

En France, la technologie de diffusion gazeuse a été développée par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA). Cette technologie a été utilisée dans l’usine Georges Besse (également appelée usine Eurodif dans le passé) sur le site du Tricastin à Pierrelatte (Drôme) entre 1979 et 2012.

La séparation isotopique par diffusion gazeuse est très gourmande en énergie.

Avant son enrichissement par ce procédé, le tétrafluorure d’uranium, obtenu après extraction du minerai et raffinage, est transformé en hexafluorure d’uranium (UF6) qui a la propriété d’être gazeux à partir de 56°C.

Le procédé par diffusion gazeuse consiste à faire passer l’UF6 à l’état gazeux à travers une multitude de « barrières » qui sont des membranes percées de trous minuscules. Les molécules d’hexafluorure d’uranium 235, plus légères que celles d’hexafluorure 238, traversent un peu plus rapidement chaque barrière, ce qui permet d’enrichir peu à peu l’uranium.

Mais étant donné la masse très voisine des deux isotopes, le ralentissement de l’uranium 238 est très faible par rapport à celui de l’uranium 235. C’est pourquoi l’opération doit être répétée 1 400 fois pour produire un uranium assez enrichi en uranium 235 pour être utilisable dans des centrales nucléaires classiques.

La centrifugation

Ce principe de séparation, désormais utilisé partout dans le monde (notamment dans l'usine Georges Besse II d'Areva depuis 2011), a lieu dans une centrifugeuse qui, telle une essoreuse à salade tournant à grande vitesse, projette plus vite à sa périphérie l’hexafluorure d’uranium 238 que l’hexafluorure 235 qu’elle contient.

La très légère différence de masse entre les deux molécules permet ainsi d’augmenter petit à petit la concentration en uranium 235. Là encore, de nombreuse étapes successives sont nécessaires pour obtenir un enrichissement suffisant.

Unité de mesure et chiffres clés

Unité de mesure

L'unité de travail de séparation (UTS, SWU en anglais pour « Separative Work Unit ») correspond au travail nécessaire à la séparation d'un kilogramme d'uranium en deux lots de teneur isotopique différente (en uranium 235 fissile et en uranium 238).

Une mesure d’UTS est proportionnelle à la quantité de matière traitée (uranium) et à la quantité d’énergie nécessaire pour obtenir la séparation (en kWh). Elle est fonction du taux d'enrichissement et de la qualité recherchés, déterminés par la teneur de résidus d’uranium appauvri issu de la séparation (variable entre 0,15 à 0,35 % environ).

Ainsi la quantité d’uranium et la quantité d’UTS nécessaires varient en sens inverse : se présente le choix d’augmenter la quantité d’uranium (plus de résidus, moins d’UTS nécessaires) ou de la baisser (moins de résidus, plus d’UTS nécessaires) selon des critères économiques, par exemple le prix de l’uranium, ou de consommation énergétique d’une usine.

Chiffres relatifs au marché de l’enrichissement

Les besoins mondiaux sont d'environ 51,4 millions d’UTS en 2015(1). La capacité d'enrichissement mondiale est estimée à 61,5 millions d'UTS en 2015, avec entre autres une augmentation de cette capacité en Russie, en Chine, au Japon et aux États-Unis au cours des dernières années (et une augmentation progressive de la production de Georges Besse II en France).

La dilution de 500 tonnes d’uranium hautement enrichi achetées aux Russes par les États-Unis équivalent à 5 MUTS (106 UTS) par an pendant 20 ans.

Acteurs majeurs

Les principaux acteurs de l’enrichissement

Trois acteurs principaux assurent l’enrichissement de l’uranium pour les producteurs d’électricité :

  • Tenex (Russie) sur les sites d'Angarsk, de Novouralsk, de Zelenogorsk et de Seversk ;
  • Urenco Enrichment Company sur des sites au Royaume-Uni, en Allemagne, aux Pays-Bas et aux États-Unis ;
  • Areva (France) sur le site de Georges Besse II.

Citons par ailleurs USEC (Etats-Unis) qui se réoriente actuellement vers la technologie de centrifugation, CNNC (Chine) et JNFL (Japon).

Areva a livré 5,5 millions d'UTS en 2013. Cette production progresse suite à la transition entre Georges Besse I et II et devrait atteindre 7 millions d'UTS en 2015. Durant les 30 années écoulées, le groupe a fourni l’équivalent des besoins en enrichissement d’une centaine de réacteurs à eau légère dans le monde. Plus de 50% de ses ventes sont réalisées à l’export.

Zone de présence en France

Usine de Georges Besse II (Tricastin)

L’usine d’Eurodif (Usine Georges Besse), située à Pierrelatte, dans la Drôme, était à vocation purement civile. Sa première mise en exploitation partielle a eu lieu en 1979 et la mise en service industrielle complète date de 1982. Elle a fourni approximativement le quart des UTS produites chaque année dans le monde occidental. Elle était essentiellement constituée d’une cascade unique de 1 400 étages, de trois tailles différentes, logés dans 4 grands bâtiments.

L'usine Georges Besse II utilise le procédé de centrifugation, mieux adapté aux conditions économiques et industrielles actuelles.

La séparation isotopique par diffusion gazeuse est très gourmande en énergie : environ 2 400 kWh par UTS. Pour alimenter l’usine Georges Besse à sa pleine capacité de production de 10,8 millions d’UTS par an, la production de trois des quatre réacteurs d’EDF de 900 MWe situés sur le même site de Tricastin était ainsi absorbée.

Arrivant en fin de vie, l’usine Georges Besse a été progressivement remplacée en 2011/2012 par l'usine Georges Besse II, située à proximité, qui utilise le procédé de centrifugation mieux adapté aux conditions économiques et industrielles actuelles.

L'usine Georges Besse II a représenté un investissement global de 3 milliards d'euros, ce qui en fait l'un des plus importants projets industriels de la décennie. La conception modulaire de l’usine Georges Besse II permettra une montée en puissance progressive de la capacité de production adéquate avec les besoins du marché. Chaque module a une capacité de production unitaire d’environ 500 000 UTS/an.

Passé et présent
Futur

Avec les matériaux maîtrisés aujourd’hui, l’ultracentrifugation est proche de son asymptote technologique et semble près d’avoir épuisé ses possibilités de progrès en performances et en coût. La structure des coûts d’une usine d’ultracentrifugation est dominée par un fort coût d’investissement et un coût de fonctionnement des plus faibles. La fiabilité des centrifugeuses est excellente pour les modèles ayant atteint la maturité technologique.

Le procédé d’ultracentrifugation consomme près de 50 fois moins d'énergie que celui de diffusion gazeuse.

La séparation isotopique dans une centrifugeuse étant un processus thermodynamique proche de la réversibilité, la consommation en énergie d’une usine d’ultracentrifugation gazeuse est très réduite, de l’ordre de 50 kWh par UTS, soit 50 fois moins qu’une usine de diffusion gazeuse de même capacité. C’est actuellement la technologie d’ultracentrifugation qui permet d’enrichir l’uranium au coût le plus bas. On sait désormais que c’est la technologie qui continuera à se déployer pour remplacer la diffusion gazeuse dans les années à venir (elle fournit 65% de l'uranium enrichi en 2010, part qui pourrait atteindre 93% en 2017 selon les projections actuelles)(2).

En 2016, l’usine George Besse II devrait disposer d’une capacité d'enrichissement totale de 7,5 millions d'UTS/an, extensible en fonction du marché.

Concrètement

Un réacteur à eau sous pression (REP) de 900 MW consomme environ 27 tonnes d’uranium enrichi par an.

Le saviez-vous ?

Après la chute de l’Union soviétique, en 1991, les accords de désarmement nucléaire entre les États-Unis et la Russie ont déversé sur le marché d’énormes quantités d’uranium enrichi à 93%, qu’il a fallu… appauvrir pour pouvoir les utiliser dans les réacteurs.