La sûreté du "cycle du combustible"

Le combustible nucléaire sert à alimenter le coeur des réacteurs de centrales nucléaires pour produire de la chaleur qui est ensuite transformée en énergie électrique. Le combustible nucléaire sert également à alimenter des réacteurs de recherche pour différentes applications. Il existe plusieurs types de combustibles :

• le combustible à base d'uranium enrichi (enrichissement entre 3 et 6 % en isotope 235) utilisé dans les centrales nucléaires ;
• le combustible à base d'uranium hautement enrichi (enrichissement jusqu'à 93,5 % en isotope 235) ou d'uranium moyennement enrichi (jusqu'à 20 % en isotope 235) utilisé dans les réacteurs de recherche ;
• le combustible à oxyde mixte d'uranium et de plutonium, dit MOX (mixed oxydes), utilisé dans les centrales nucléaires.

Les matières radioactives

Certaines substances radioactives mises en jeu dans le cycle du combustible nucléaire sont considérées comme valorisables. Elles sont pour partie actuellement valorisées et leur valorisation complète est envisagée notamment dans le cadre de la poursuite d'un programme électronucléaire, et du développement de nouveaux types de réacteurs. Ces substances radioactives ne sont donc pas considérées comme des déchets mais comme des matières radioactives au sens de l’article L. 542-­1-­1 du code de l'environnement. Leurs modalités de gestion, leurs perspectives de valorisation, ainsi que l’examen des possibilités de stockage dans l’hypothèse où des changements de politique énergétique impliqueraient de les considérer comme des déchets sont traités dans le cadre du PNGMDR.

L'uranium

L'uranium est un élément qui existe dans la nature. Il peut prendre plusieurs formes que l'on appelle isotopes : l'uranium a 11 isotopes, U₂₃₀ à U₂₄₀.

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L'enrichissement de l'uranium pour devenir un combustible nucléaire
 
Pour servir de combustible aux centrales nucléaires, l'uranium, après avoir été extrait de la mine, doit subir plusieurs opérations comme la concentration, la transformation en hexafluorure d'uranium, l'enrichissement en isotope 235 et enfin la transformation en oxyde d'uranium.
 
L'uranium issu du retraitement des combustibles usés peut aussi, une fois enrichi (appelé alors URE), être utilisé pour fabriquer du combustible pour centrales nucléaires. Le combustible URE est utilisé dans 2 réacteurs nucléaires français : réacteurs 3 et 4 de Cruas (900 MWe).
 
L'utilisation de l'uranium
 
L'uranium appauvri, c'est-à-dire à faible concentration en isotope 235 est un sous-produit de l'enrichissement. Il est, pour la plus grande part, entreposé en l'attente d'une valorisation ultérieure. Il peut être associé au plutonium pour fabriquer du combustible MOX.
Dans les centrales nucléaires, le combustible à uranium utilisé est enrichi en isotope jusqu'à des valeurs comprises entre 3 et 6 %.
 
Dans les réacteurs de recherche, c'est le combustible à uranium hautement enrichi (enrichissement jusqu'à 93,5 % en isotope 235) ou à uranium moyennement enrichi (jusqu'à 20 % en isotope 235) qui est utilisé.
 
Les risques présentés par l'uranium
 
Les isotopes de l'uranium sont, pour la plupart, radiotoxiques et des émetteurs de rayonnements alpha et gamma.
 
L'uranium présente aussi un risque de criticité.
 
La radiotoxicité de l'uranium et le risque de criticité qu'il présente lorsqu'il est enrichi nécessitent que des précautions soient prises pour protéger les travailleurs des installations où il est mis en oeuvre. C'est particulièrement le cas pour l'uranium issu du retraitement dont la manipulation est rendue délicate par la présence de produits de fission tels que le technétium, l'uranium 232, et quelques transuraniens.
 
Les contraintes imposées aux fabricants de combustible, notamment au travers de leurs autorisations de rejet, limitent la quantité annuelle d'URE mis en oeuvre, tout en contrôlant la part de chaque isotope présente. C'est le risque d'irradiation par exposition et ingestion qui est en cause.
 
Par ailleurs, les manipulations de l'uranium afin d'enrichir sa composition isotopique en isotope 235 présentent des risques essentiellement chimiques liés au fluor mis en oeuvre.

Le combustible MOX

Le combustible MOX est un combustible nucléaire à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium.
 
Son utilisation dans des réacteurs nucléaires de production d'électricité a débuté à l'étranger dans les années 1970. Il est utilisé en France depuis 1987.
 
En 2017, sur les 58 réacteurs français, 22 réacteurs nucléaires d'EDF utilisent ce combustible. 24 réacteurs sont autorisés à l'utiliser.
En France, le combustible MOX utilise exclusivement du plutonium civil, extrait du combustible irradié.
 
Les risque liés au combustible MOX
 
La mise en oeuvre du plutonium, élément très radiotoxique et pouvant présenter des risques de criticité, nécessite des précautions particulières, notamment en termes de radioprotection des travailleurs, dans la fabrication du combustible MOX, son transport et son utilisation en réacteur.

Le point de vue de l'ASN
 
Le choix d'utiliser du combustible MOX dans ses réacteurs nucléaires relève de la stratégie industrielle d'EDF. L'ASN ne se prononce pas sur cette stratégie. L'ASN n'est pas opposée à la poursuite de l'utilisation de combustible MOX dans les réacteurs EDF. Elle veille, dans les autorisations qu'elle donne, à ce que toutes les précautions soient prises pour obtenir le même niveau de sûreté qu'avec le combustible nucléaire classique à base d'oxyde d'uranium.

L'ASN veille à la cohérence, du point de vue de la sûreté, de la stratégie d'utilisation du combustible MOX ; en particulier, elle veille à ce que les déchets produits ne présentent pas de problème de sûreté à caractère rédhibitoire pour le futur.

Le plutonium

Le plutonium, un sous-produit inévitable de la production d'électricité nucléaire
 
A la différence de l'uranium, le plutonium (Pu) est un élément qui n'existe pas à l'état naturel. Il est produit dans les réacteurs nucléaires : c'est un sous-produit inévitable de la production d'électricité d'origine nucléaire. Il peut prendre plusieurs formes que l'on appelle isotopes (Pu₂₃₈ à Pu₂₄₃).
 
Le plutonium pour produire de l'électricité
 
Dans la filière électronucléaire, les formes les plus courantes du plutonium sont les isotopes 238 à 242, l'isotope prépondérant étant le Pu₂₃₉, utilisé dans les réacteurs à eau sous pression.
Le plutonium, issu du retraitement des combustibles usés, sert à fabriquer du combustible d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium, le combustible MOX.
 
Les risques associés au plutonium
 
La plupart des isotopes du plutonium sont très radiotoxiques. La plupart d'entre eux émettent des rayonnements alpha, particulièrement nocifs. Le Pu₂₄₁ est quant à lui un émetteur principalement de rayonnements bêta.

A l'instar de l'uranium, le plutonium présente également un risque de criticité.
 
La forte radiotoxicité du plutonium et le risque de criticité qu'il présente nécessitent que des précautions particulières soient prises pour protéger les travailleurs des installations où il est mis en oeuvre. C'est notamment le cas pour la fabrication, le transport et l'utilisation en réacteur du combustible MOX.
 
Une attention particulière doit être apportée à la protection contre les actes de malveillance visant le plutonium.
 
L'utilisation du plutonium dans le cycle nucléaire français
 
Actuellement, seule une partie du plutonium produit à l'issue de l'irradiation du combustible en réacteur est réutilisé. Le plutonium utilisé pour le combustible MOX ne représente qu'une faible partie de la production. Le système n'étant pas équilibré, le stock de plutonium augmente.
 
La stratégie industrielle actuelle est de tendre à l'équilibre entre la production de plutonium séparé et sa consommation en réacteur ; c'est tout l'enjeu de la gestion « Parité MOX » autorisée par L'ASN en décembre 2006. L'option du recyclage du combustible MOX n'est pas envisagée à l'heure actuelle.

Le "cycle du combustible" nucléaire débute par l'extraction du minerai, le traitement et l'enrichissement de l'uranium, passe par la fabrication des combustibles, leur utilisation en réacteur, leur retraitement et s'achève avec le stockage des divers déchets radioactifs provenant des réacteurs ou des opérations industrielles du "cycle".

 En France, le combustible est recyclé après sa première utilisation. Deux matériaux en sont extraits : le plutonium (qui sert à  fabriquer le MOX) et l'uranium de retraitement (qui peut être réenrichi). Ce dernier n'est plus utilisé aujourd'hui pour des raisons économiques. Pour ces deux matériaux, le recyclage n'est utilisé qu'une seule fois.

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L'extraction de l'uranium

L'uranium est relativement répandu dans l'écorce terrestre, à raison de 3 grammes par tonne en moyenne. Présent dans tous les types de terrain, notamment les massifs granitiques, l'uranium est environ 50 fois plus abondant que le mercure et 1 000 fois plus que l'or.

On l'extrait de mines à ciel ouvert ou de galeries souterraines. Seules des concentrations importantes peuvent justifier son exploitation. En France, les gisements sont en voie d'épuisement ou n'offrent plus de conditions d'exploitation satisfaisantes économiquement. Aujourd'hui, les principaux gisements connus se situent en Australie, au Canada ou au Kazakhstan.

Le traitement et la conversion de l'uranium

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Le minerai d'uranium une fois extrait, est purifié et concentré sous forme de "yellow cake" sur les sites miniers. Les installations de conversion mettent en oeuvre de l'uranium naturel dont la teneur en uranium 235 est de l'ordre de 0,7 %.
 
En vue de son enrichissement, le concentré solide doit préalablement être transformé en hexafluorure d'uranium gazeux au cours de l'opération dite de conversion.
 
Afin que son taux d'uranium 235 puisse être augmenté pour atteindre les 3 à 5 % requis pour son utilisation dans les réacteurs nucléaires à eau sous pression exploités en France, l'oxyde d'uranium doit être converti par traitement chimique en fluorure d'uranium (tétrafluorure puis en hexafluorure). Cette conversion est réalisée en France par la Comurhex dans ses installations de Malvési dans l'Aude et de Pierrelatte dans la Drôme.
 

 L'enrichissement

La plupart des réacteurs dans le monde mettent en oeuvre de l'uranium légèrement enrichi en uranium 235. La filière des réacteurs à eau sous pression (REP) nécessite, par exemple, de l'uranium enrichi entre 3 et 5 %.
 

Les procédés mis en œuvre pour enrichir le combustible nucléaire en uranium 235 sont basés sur la différence de masse entre les différents isotopes de l'uranium (l’uranium 238, majoritaire à plus de 99 % dans l’uranium naturel, est plus lourd que l’uranium 235 qui n’est présent qu’à environ 0,7 %).

Actuellement en France, l’uranium est enrichi par centrifugation.

Enrichissement par ultracentrifugation

L’usine « Georges Besse II », située sur la plateforme du Tricastin, utilise la force centrifuge pour enrichir l’uranium naturel en isotope 235 via le procédé dit « d’ultracentrifugation ».

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Ce procédé de séparation d’isotopes utilise des centrifugeuses qui font tourner à très grande vitesse de l’uranium fluoré sous forme gazeuse : de l’hexafluorure d’uranium. Elles projettent plus vite à la périphérie l'hexafluorure d'uranium 238 que l'uranium 235, qui est donc plus concentré vers le centre du tourbillon ainsi formé. En prélevant ce gaz près du centre et en le transférant dans une autre centrifugeuse la concentration d’uranium 235 est graduellement augmentée. On appelle cette succession d’étage de séparation une « cascade ».

Du point de vue de la sûreté nucléaire, l’ultracentrifugation a l’avantage de mettre en œuvre une faible quantité d’uranium pour remplir ses cascades par rapport à l’ancien procédé par diffusion gazeuse de l’ancienne usine du site.

 La fabrication d'assemblages combustibles

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A l'issue du processus d'enrichissement de l'uranium, le combustible nucléaire est élaboré dans différentes installations en fonction de sa destination. A cet effet, l'hexafluorure d'uranium (UF₆) est transformé en poudre d'oxyde d'uranium pour constituer, après traitement, des crayons de combustible, réunis ensuite sous forme d'assemblages.
 
Par un procédé chimique, l'hexafluorure d'uranium est transformé en dioxyde d'uranium. Cet oxyde d'uranium enrichi sert à fabriquer le combustible classique destiné aux réacteurs à eau sous pression des centrales nucléaires. Ce combustible est produit en France par l'usine FBFC, du groupe Framatome, à Romans-sur-Isère dans la Drôme.
 
L'oxyde d'uranium appauvri, quant à lui, mélangé à de l'oxyde de plutonium (dans une proportion de 7 %) est utilisé pour la fabrication du combustible dit « MOX », dans l'usine MELOX (Orano) de Marcoule dans le Gard.

 Le retraitement

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Après une période de 3 à 4 ans d'exploitation, le combustible usé est extrait des réacteurs et mis à refroidir en piscine sur le site des centrales nucléaires. Il est ensuite envoyé vers les usines de retraitement de l'établissement Orano de La Hague dans des emballages de transport, acheminés sur des wagons ferroviaires ou des remorques routières spécialement conçus.
 
L'usine de retraitement
 
Dans l'usine de retraitement, l'uranium et le plutonium des combustibles usés sont séparés des produits de fission et des actinides. L'uranium et le plutonium sont conditionnés en vue de leur entreposage provisoire pour une réutilisation ultérieure. Les déchets radioactifs sont stockés en surface pour les moins radioactifs d'entre eux et les autres sont entreposés dans l'attente d'une solution définitive de stockage (CIGEO).

Les principaux enjeux de sûreté liés au retraitement du combustible usé sont la maitrise de l’absence de réaction nucléaire (« maitrise de la criticité ») et le confinement des substances radioactives. Après irradiation en réacteur, le combustible est en effet significativement plus radioactif.
 
Le plutonium issu du retraitement
 
Le plutonium issu du retraitement est utilisé pour fabriquer du combustible MOX (mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium), utilisé dans des REP de 900 MWe du parc français. Ce combustible est élaboré dans l'usine Melox de Marcoule. Il pourrait être également utilisé pour fabriquer du combustible pour des réacteurs à neutrons rapides.

L’uranium ainsi retraité n’est plus utilisé en France depuis 2017. EDF indique cependant qu’elle prévoit de l’utiliser à nouveau à partir de 2022.
 
En France, le "cycle du combustible" nucléaire comprend le traitement du combustible irradié et le recyclage des matières fissiles issues du traitement. Toutefois, le combustible n'est recyclé qu'une seule fois, les combustibles recyclés n’étant ni traités ni recyclés après utilisation.

Les risques liés aux installations du "cycle du combustible" sont essentiellement les risques industriels classiques (incendie et explosion notamment) et ceux liés aux agressions externes (séisme, inondation, environnement industriel…) qui constituent des initiateurs possibles d'incident et d'accident. De même, les risques liés aux facteurs humains et organisationnels méritent une attention toute particulière, ainsi que le montre le retour d'expérience d'accidents survenus à l'étranger.
 
Aujourd'hui, de nombreuses évolutions marquent l'ensemble du "cycle du combustible" : arrivée à maturité des installations de retraitement, ancienneté de certaines installations nécessitant leur rénovation ou leur arrêt, augmentation des taux de combustion et de l'enrichissement du combustible, internationalisation de la fourniture de combustible neuf, nouveaux contrats de retraitement.
 
Ces évolutions répondent à des motivations économiques et industrielles des exploitants concernés, principalement EDF. Ainsi, l'augmentation des taux de combustion accompagnée de celui de l'enrichissement en isotope 235 de l'uranium et les nouvelles gestions proposées par EDF participent, pour l'industriel, à une meilleure utilisation du combustible et conduisent donc à une réduction du coût de production.

La position de l'ASN

L'ASN ne prend pas partie sur l'opportunité de ces évolutions qui répondent à une logique industrielle. Elle reste cependant vigilante et s'assure, à chaque étape, que les questions de sûreté soulevées sont analysées de façon approfondie.

Elle ne donne son autorisation que lorsque des conditions de sûreté satisfaisantes sont réunies. Au-delà de l'examen ponctuel de chacune des évolutions, elle veille également à la cohérence globale des choix réalisés, en termes d'impact sur l'ensemble des installations du "cycle".

Les risques liés aux installations du "cycle"

Les installations du "cycle" présentent des risques très divers, en fonction des types de radionucléides et des procédés et produits chimiques utilisés.
 
Les risques présentés par les installations de l'amont du "cycle"
 
Les installations de l'amont du "cycle" mettant en oeuvre de l'uranium sous forme d'hexafluorure ou de poudres induisent principalement :

• des risques liés à la toxicité chimique des réactifs employés, de l'uranium et de l'acide fluorhydrique résultant de la décomposition de l'hexafluorure d'uranium en cas de fuite ;
• des risques de criticité (réactions en chaîne de fission nucléaire) lorsque l'uranium est enrichi à plus de 1% d'isotope 235 ;des risques liés à l'utilisation de matières radioactives et fissiles (uranium enrichi et plutonium) : dissémination de ces matières et exposition des travailleurs et de la population aux rayonnements ionisants.

Les risques présentés par les installations de l'aval du "cycle"
Les usines mettant en œuvre du plutonium et des combustibles usés présentent l'ensemble des risques liés à l'utilisation de matières irradiantes de forte radiotoxicité :

• dissémination de matières radioactives et exposition aux rayonnements ionisants (le risque lié à l'absorption par les voies naturelles impose au procédé d'être conçu de telle sorte que la matière soit continûment confinée);
• criticité (le plutonium est nettement plus réactif que l'uranium);
• explosion liée aux gaz de radiolyse émis ;
• dégradations d'équipements ou de matériaux induites par le dégagement de chaleur des matières radioactives.

L'évolution des installations et du combustible

Les contraintes économiques accrues dans un environnement concurrentiel croissant pour les installations du "cycle", le vieillissement des installations et le renouvellement des équipes exploitantes incitent l'ASN à un renforcement de la vigilance, et ce d'autant plus que les caractéristiques des matières mises en œuvre deviennent plus pénalisantes du fait de l'augmentation du taux de combustion des combustibles dans les réacteurs, et notamment de ceux à base d'oxyde d'uranium et de plutonium (MOX).
 
Dans ce contexte, les principaux enjeux de sûreté et de radioprotection dans les installations du "cycle du combustible" (hors réacteurs) concernent :

• la maîtrise des risques liés à l'évolution des matières du "cycle" (combustible usé à haut taux de combustion, plutonium de qualité isotopique plus contraignante du point de vue de la radioprotection, combustible MOX…)
• l'organisation de la sûreté et les facteurs humains dans les installations, eu égard notamment au renouvellement des personnels et aux contraintes économiques plus prononcées ;
• la gestion des déchets et la limitation des rejets d'effluents, eu égard à l'évolution des matières traitées et à une demande sociétale plus forte ;
• la maîtrise du vieillissement des installations, du fait notamment de ses implications sur le « niveau de sûreté » des installations ;
• le renouvellement des équipes exploitantes ;
• l'évolution des marges de sûreté et le maintien du « niveau de sûreté » des installations, dans le cadre d'une politique globale d'optimisation des performances industrielles et des coûts ;
• la gestion du retour d'expérience, au regard d'une approche plus générale d'amélioration permanente de la sûreté et de la radioprotection.

Pour chacun des thèmes, l'ASN examine la situation des installations au regard des règles de l'art, du retour d'expérience de l'installation elle-même ainsi que des pratiques sur les autres installations en France ou à l'étranger.

La France est l'un des rares pays présentant sur son territoire l'ensemble des installations permettant la conversion, l'enrichissement, la fabrication, le traitement et le recyclage des matières nucléaires. Elle est devenue une référence à l'échelle mondiale en la matière. Le contrôle de la sûreté de ces différentes installations constitue une préoccupation majeure pour l'ASN.
 
En France, les installations de conversion et d'enrichissement de l'uranium, de fabrication et de retraitement du combustible sont implantées sur 5 sites dans 5 départements.

Les matières radioactives y sont soumises à différents procédés chimiques et physiques de transformation. Les diverses opérations du "cycle" doivent être réalisées dans des conditions rigoureuses de prévention des accidents et de protection des personnes. Ces opérations sont effectuées sous le contrôle des exploitants, premiers responsables de la sûreté nucléaire de leurs installations et de la radioprotection des personnes et de l'environnement.

Le contrôle des installations du "cycle" par l'ASN

Les exploitants du "cycle du combustible" sont les premiers responsables des moyens techniques, organisationnels et humains nécessaires pour assurer la sûreté nucléaire et la radioprotection dans leurs installations, depuis leur conception jusqu'à leur démantèlement.
 
L'ASN, indépendamment des vérifications exercées par les exploitants eux-mêmes, assure, au nom de l'Etat, le contrôle de ces installations notamment par des inspections.
 
L'ASN consacre ainsi 10% de ses effectifs et 20 % du total de ses inspections au contrôle des installations du "cycle du combustible". La moitié de ces efforts est dédiée au seul site de La Hague, en raison notamment de la nature et de la quantité de matières radioactives entreposées sur l'établissement.
 
Le principe de défense en profondeur
 
L'approche de la sûreté de ces installations est adaptée à la diversité des risques et de leurs origines ainsi qu'à l'importance des conséquences qui peuvent en résulter.
 
Les dispositions de sûreté et de radioprotection sont définies au cas par cas, dans le cadre d'une démarche essentiellement déterministe.
 
Le principe de défense en profondeur se concrétise notamment par l'interposition de plusieurs lignes de défense visant à prévenir l'occurrence des incidents et accidents et à les maîtriser. La sûreté repose également sur la démarche ALARA en matière de radioprotection.
 
L'ASN procède à des vérifications périodiques de la sûreté des installations
 
L'évolution des exigences de sûreté et le retour d'expérience de plusieurs années d'exploitation des installations ont conduit l'ASN à lancer, en 2003, un processus de réexamen de sûreté de l'ensemble des installations du "cycle du combustible" environ tous les dix ans. Le principe d'un réexamen de sûreté décennal, a, depuis, été confirmé par la loi relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire.
 
Cette démarche s'articule autour de deux points essentiels :
 
- la vérification de la conformité des installations au référentiel de sûreté ;
- la réévaluation de sûreté .
 
Ainsi, ces réexamens de sûreté conduisent à une identification des écarts aux référentiels, réglementations, pratiques et règles de l'art et, sur cette base, à des propositions d'améliorations ou de modifications associées, avec leurs justifications, ainsi qu'à un échéancier de mise à niveau.
 
Cette démarche permet de contribuer à une amélioration permanente de la sûreté des installations. Les problématiques prises en compte plus particulièrement sont :
 

• celle du vieillissement des installations et des équipes qui les exploitent
• les aspects liés aux agressions externes (séisme, inondation, environnement industriel…)
• la radioprotection
• la gestion des effluents et des déchets.

 
L'ASN veille à ce que les réexamens périodiques de sûreté de l'ensemble des installations du "cycle" prennent en compte le retour d'expérience de plusieurs années d'exploitation de chaque site français et les retours d'expériences internationaux qu'elle partage avec ses homologues étrangers.
 
L'ASN tient également compte du contexte d'exploitation à venir de l'installation (durée de vie, évolutions des caractéristiques des matières mises en oeuvre).
 
L'ASN s'attache à la cohérence globale du "cycle"
 
L'ASN s'assure de la compatibilité des choix industriels pour les combustibles et leur gestion avec les évolutions nécessaires des installations du "cycle" et de leur cohérence globale avec les exigences de sûreté nucléaire et de radioprotection.
 
Dans le contexte actuel de mutations techniques et économiques, l'ASN se montre très vigilante afin que les solutions retenues par les industriels soient et restent sans conséquence négative en termes de sûreté et de radioprotection pour les travailleurs de ces installations, les populations riveraines et l'environnement.