Transport du combustible nucléaire et des matières radioactives

Bien que le transport n’opère pas en lui-même de transformation du combustible, il fait partie intégrante du cycle du combustible. Les matières radioactives sont transportées sous forme solide. Le transfert des assemblages neufs et usés ainsi que des matières radioactives et des déchets est réalisé dans des emballages spécifiquement conçus.

Les contraintes liées à la radioactivité varient selon l’activité des matières. Alors que les assemblages neufs de combustible uranium émettent peu et ne nécessitent pas de blindage, le combustible usé de même que les déchets de haute-activité demandent des précautions spécifiques.

Amont du cycle

Extraire l’uranium et le purifier

Tout commence à la mine où l’uranium est extrait. Le minerai est concassé, broyé puis imprégné d’une solution acide oxydante pour dissoudre l’uranium à hauteur de quelques grammes par litre. L’uranium est ensuite sélectivement extrait de la solution par une molécule spécifique, utilisée depuis les années 1970. Viennent ensuite plusieurs étapes de purification avant d’obtenir un concentré minier d’uranium appelé yellow cake (U3O8).

Un autre mode d’exploitation est également utilisé : l’in situ leaching. Lorsque la géologie s’y prête, on peut en effet se passer d’excavation : on récupère l’uranium en injectant directement une solution acide oxydante dans le gisement puis en pompant la solution. Là aussi, les chercheurs essaient de supprimer des étapes de purification en améliorant la méthode d’extraction, qui se fait par passage de la solution sortant du puits sur une résine échangeuse d’ions.

Du yellow cake à l’uranium enrichi

Dans les différents usines dans le monde, le yellow cake (U3O8) subit une purification complémentaire avant d’être converti en tetrafluorure d’uranium (UF4), lequel est ensuite transformé en hexafluorure d’uranium (UF6) par réaction avec du fluor. Arrive l’enrichissement au cours duquel les molécules d’UF6 naturel constituées soit avec l’isotope d’U-238 soit avec l’isotope U-235 sont progressivement séparées les unes des autres, pour aboutir à une fraction d’UF6 qui est enrichie en isotope U-235 et une fraction qui se trouve appauvrie (0,2 à 0,3 % d’U-235). Les premières usines d’enrichissement utilisaient la diffusion gazeuse. Aujourd’hui la technologie d’ultracentrifugation gazeuse qui consomme 40 à 50 fois moins d’énergie est utilisée. Une fois enrichi, l’UF6 est de nouveau converti en oxyde d’uranium (UO2) solide utilisé pour la fabrication des combustibles.

Le combustible nucléaire

L’oxyde d’uranium (UO2) est ensuite compressé en pastilles sous haute température. Ces pastilles sont alors mises en œuvre dans des gaines métalliques (crayons de combustibles). Les crayons de combustibles obtenus sont à leur tour assemblés pour former un élément ou assemblage combustible.

Les éléments combustibles sont transportés vers les centrales nucléaires du monde entier où ils sont utilisés dans un processus de fission nucléaire pour la production d’électricité.

Aval du cycle

Entreposage intermédiaire du combustible irradié

Les opérations de l’aval du cycle consistent à gérer les matières radioactives issues de l’irradiation du combustible. L’aval du cycle comprend des opérations de transformation physico-chimique du combustible irradié ainsi que la gestion à court et long terme des déchets radioactifs. La radioactivité des matières de l’aval du cycle conduit à l’émission de rayonnements ionisants ainsi qu’à un dégagement thermique important, ce qui contraint l’ensemble des procédés mis en œuvre.

Le combustible déchargé des réacteurs est fortement irradiant gamma et neutron, car il contient une proportion importante de produits de fission à vie courte et très actifs. La décroissance radioactive de ces éléments dégage aussi une chaleur importante. La première phase de l’aval du cycle consiste donc à gérer le rayonnement et la thermicité des assemblages jusqu’à ce que la décroissance radioactive fasse disparaître les éléments à la durée de vie la plus courte.

Le combustible est tout d’abord stocké en centrale dans la piscine dédiée du bâtiment combustible. L’eau assure les rôles de radioprotection et de dissipateur thermique. Le stockage en eau dure à minima quelques années pour réduire les isotopes les plus actifs dont la durée de vie est inférieure à cette période. Le combustible irradié est ainsi plus facile à transporter.

Dans un second temps, le combustible irradié est placé dans un site d’entreposage. Cette étape permet de gérer les flux et la thermicité dans l’attente d’un stockage définitif ou d’un traitement. Usuellement, cet entreposage est réalisé en piscine. L’entreposage à sec (sous air ou atmosphère inerte) se développe toutefois rapidement, car son niveau de sûreté est meilleur face à l’hypothèse d’un accident qui romprait les piscines. Selon les démonstrations de sûreté, les entreposages peuvent s’envisager sur des durées de l’ordre de 50 à 100 ans.

Traitement du combustible usé

Après irradiation en réacteur, le combustible usé contient des matières dites valorisables (uranium faiblement enrichi et plutonium principalement, actinides mineurs sous certaines hypothèses) et des produits de fission. Le traitement du combustible irradié consiste à séparer les matières valorisables des déchets.

Selon le procédé de séparation mis en œuvre, les différents actinides peuvent être extraits isolément ou conjointement.

Entreposage des déchets radioactifs et des combustibles irradiés

Les déchets du procédé de traitement sont entreposés dans l’attente d’une solution définitive d’évacuation. Dans le cadre d’un cycle sans traitement, les combustibles irradiés sont considérés comme des déchets. Cet entreposage, qui vise une durée supérieure à celle requise pour l’entreposage intermédiaire, consiste à conditionner les matières radioactives puis à les entreposer dans des ouvrages en surface ou sub-surface sur une durée séculaire ou pluriséculaire.

Pendant la période d’entreposage, les isotopes radioactifs décroissent, ce qui diminue à la fois l’activité et la thermicité des matières entreposées. Au terme de cette étape, les matières radioactives sont donc plus faciles à manipuler (pour un éventuel traitement) et moins contraignantes en termes d’émission de chaleur dans l’optique d’un stockage en couche géologique.

Stockage en couche géologique profonde

Le stockage en couche géologique profonde consiste à conditionner les déchets, puis à les disposer dans des ouvrages souterrains adaptés. Certains types de déchets, tels ceux de haute activité et à vie longue (y compris éventuellement des assemblages de combustible irradié) et ceux de moyenne activité et à vie longue, émettent pendant des durées pluriséculaires ou plurimillénaires des rayonnements ionisants. L’objectif d’un stockage profond est de garantir l’absence d’impact de ces déchets sur le long terme, en situation normale ou dégradée.

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