Enrichissement de l'uranium

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Trois diagrammes camemberts représentant la proportion en isotopes 235 et 238 de l'uranium à divers stades d'enrichissement. Uranium naturel : 0,71 % massique d'U-235 ; Uranium faiblement enrichi (pour réacteurs nucléaires) : 3-4 % d'U-235 ; Uranium hautement enrichi (pour applications militaires) : 90 % d'U-235.
Proportions atomiques d'uranium 238 (en bleu) et d'uranium 235 (en rouge) dans l'uranium naturel et à différents stades d'enrichissement

L'enrichissement de l’uranium est le procédé consistant à augmenter la proportion d'isotope fissile dans l’uranium. L'opération la plus commune est l'enrichissement de l'uranium naturel en son isotope 235. Par extension, l'enrichissement est aussi la teneur en matière fissile.

L’uranium naturel contient 0,71 % massique d’uranium 235. Or pour provoquer une réaction de fission nucléaire dans un réacteur à eau légère, il faut disposer d’un uranium qui contienne entre 3 et 5 % de l’isotope 235. Les deux isotopes 235U et 238U ayant les mêmes propriétés chimiques, on se base sur leur seule différence physique, les trois neutrons d'écart, qui expliquent une légère différence de masse atomique.

L’enrichissement de l’uranium est à la base des filières de réacteurs électrogènes à eau ordinaire (REP et REB). Cette technologie fonde également le développement des armes atomiques à l'uranium enrichi.

Classification de l'uranium selon son enrichissement[modifier | modifier le code]

Uranium naturel[modifier | modifier le code]

L'uranium naturel (en anglais natural uraniumNU) a une teneur massique en uranium 235 de 0,71 %, ce qui correspond à la teneur initiale de l'uranium extrait dans une mine d'uranium.

L'uranium naturel a été employé dans les premières générations de réacteurs nucléaires : le premier réacteur nucléaire, la Chicago Pile-1, réalisée par Enrico Fermi à l'université de Chicago, était un empilage de blocs de graphite et d'uranium naturel (d'où le nom de « pile atomique » qui lui est resté). Industriellement, les premiers réacteurs ont été réacteurs à l'uranium naturel : réacteur B, D et F du Complexe nucléaire de Hanford, qui produisirent le plutonium nécessaire au projet Manhattan, puis les réacteurs civils CANDU au Canada, Magnox en Grande-Bretagne, les réacteurs à eau lourde refroidis au gaz puis uranium naturel graphite gaz en France.

Uranium légèrement enrichi[modifier | modifier le code]

L'uranium légèrement enrichi (en anglais, Slightly enriched uranium - SEU) a une concentration de 235U comprise entre 0,9 % et 2 %. Il se classe donc parmi l'uranium faiblement enrichi (0,71 % à 20 %, voir plus bas).

Cette qualité d'enrichissement est destinée à remplacer l'uranium naturel comme combustible dans certains types de réacteur à eau lourde, comme les réacteurs CANDU. Un léger enrichissement permet d'optimiser les coûts, parce que le chargement demande en conséquence moins d'uranium. Ceci réduit la quantité de combustible consommé, et le coût ultérieur de gestion des déchets. L'uranium de retraitement (URT) est issu du traitement des combustibles UOX irradiés. Son enrichissement est de l'ordre de 1 % et sa composition isotopique est plus complexe (présence notable d'uranium 234). L'uranium ré-enrichi (URE) est de l'uranium de retraitement qui a subi une nouvelle étape d'enrichissement, l'amenant à une teneur en uranium 235 de quelques pourcents.

L'uranium retraité (en anglais, Recovered uranium - RU) est un type d'uranium légèrement enrichi. Il est produit dans les cycles de réacteur à eau légère : le combustible nucléaire usagé de ces filières contient au final une proportion d'U-235 supérieure à la teneur naturelle, et peut être utilisé dans les réacteurs qui consomment de l'uranium naturel ou légèrement enrichi.

Uranium faiblement enrichi[modifier | modifier le code]

Du point de vue de la réglementation internationale, l'uranium dont l'enrichissement en 235U est de 20 % et moins est dit faiblement enrichi. C'est en particulier le cas de l'uranium destiné au combustible nucléaire des centrales électrogènes.

L'uranium faiblement enrichi (en anglais, Low-enriched uranium - LEU) est typiquement utilisé à des taux d'enrichissement de 3 à 5 % dans des réacteurs à eau légère, le type de réacteur le plus courant dans le monde. Des réacteurs de recherche utilisent des taux d'enrichissement allant de 12 % à 19,75 %, cette dernière concentration à la limite réglementaire étant utilisée comme produit de substitution pour faire fonctionner des réacteurs initialement conçus pour de l'uranium hautement enrichi.

L'uranium de retraitement (URT) est issu du traitement des combustibles UOX irradiés. Son enrichissement est de l'ordre de 1 % et sa composition isotopique est plus complexe (présence notable d'uranium 234 et 236). L'uranium ré-enrichi (URE) est de l'uranium de retraitement qui a subi une nouvelle étape d'enrichissement, l'amenant à une teneur en uranium 235 de quelques pourcents.

Uranium hautement enrichi[modifier | modifier le code]

Au-delà d'une concentration en 235U supérieure à 20 %, l'uranium est considéré comme « hautement enrichi » (en anglais, Highly enriched uranium - HEU) par les conventions internationales.

Cette qualité d'uranium est utilisée dans certains types de réacteur à neutrons rapides comme les réacteurs de motorisation de porte-avions dits « à propulsion nucléaire », à des taux pouvant être compris entre 50 % et 90 %. Le réacteur civil Fermi-1 fonctionne ainsi à un taux d'enrichissement nominal de 26,5 %.

Le stock mondial d'uranium hautement enrichi était de l'ordre de 2 000 tonnes en 2000 (à comparer aux 2 300 000 tonnes d'uranium produites au total dans le monde).

Uranium de qualité militaire[modifier | modifier le code]

Photographie d'un lingot d'uranium cylindrique tenu dans les mains d'un agent du centre de production.
Lingot d'uranium de qualité militaire

Bien que la limite fixée par la réglementation internationale soit de 20 %, la teneur en isotope 235 (ou 233) nécessaire en pratique pour des applications militaires dépasse 85 %. Pour des taux d'enrichissement de l'ordre de 80 à 90 %, l'uranium hautement enrichi est dit de qualité militaire. Il est utilisable pour fabriquer une arme nucléaire.

La masse critique nécessaire pour un uranium enrichi à 85 % est de l'ordre de 50 kilogrammes. Il est possible de fabriquer des bombes atomiques avec des taux d'enrichissement plus faibles, jusqu'à 20 % (voire moins, selon certains auteurs), mais cette possibilité est assez théorique : la masse critique nécessaire est d'autant plus grande que le taux d'enrichissement est plus faible. Quand le taux d'enrichissement est plus faible, la présence d'238U inhibe la réaction en chaîne, ce qui s'ajoute à l'effet de dilution de l'235U. Il est théoriquement possible de diminuer la masse critique nécessaire avec des réflecteurs à neutrons, et/ou en faisant imploser la charge, mais ces techniques ne sont en pratique accessibles qu'à des pays qui ont déjà une expérience suffisante dans la conception d'armes atomiques.

Uranium appauvri[modifier | modifier le code]

Le résidu de l'enrichissement est de l'uranium appauvri dont la teneur en 235U est de l'ordre de 0,2 à 0,3 %. L'uranium appauvri est utilisé dans la fabrication du combustible MOX pour les REP ou les RNR et a d'autres utilisations marginales (obus, lests…). La majorité de la production est stockée car il contient de l'uranium 238 (pour plus de 99,3 %), isotope fertile susceptible d'être employé dans des filières à surgénérateur.

Procédés d'enrichissement[modifier | modifier le code]

Il existe plusieurs méthodes d’enrichissement. Toutes reposent sur la légère différence de masse entre uranium 235 et 238, à l'exception de la séparation par laser qui exploite les différences de spectre électromagnétique. Toutes également nécessitent la mobilité des atomes individuels, donc l'utilisation d'uranium sous forme de vapeur, de gaz d'hexafluorure d'uranium UF6 voire de liquide pour la diffusion thermique.

Actuellement, les procédés de diffusion gazeuse et de centrifugation dominent le marché, avec une transition vers la seconde, nettement moins énergivore. La diffusion thermique et la séparation électromagnétique appartiennent au passé, tandis que les procédés de séparation chimique ou par laser sont encore à l'étude.

Diffusion thermique[modifier | modifier le code]

Schéma de la séparation isotopique magnétique. Un flux d'hexafluorure d'uranium gazeux est envoyé entre deux aimants. Le champ magnétique dévie le flux plus ou moins fortement en fonction de la masse de l'isotope.
Schéma de principe de la séparation isotopique dans le Calutron. Un fort champ magnétique dévie le faisceau d'ions d'uranium, la concentration en U-235 étant finalement plus forte sur la bordure interne du faisceau.

La diffusion thermique utilise le transfert de chaleur à travers une fine couche de liquide ou de gaz pour obtenir une séparation isotopique. Le procédé se fonde sur le fait que les molécules de gaz comportant des atomes de 235U, un peu plus légères, tendent à diffuser vers les surfaces plus chaudes, alors que les molécules à base de 238U, comparativement plus lourdes, tendent à diffuser vers une surface froide.

Ce procédé a été employé historiquement à l'usine S-50 à Oak Ridge (Tennessee, États-Unis), pendant la Seconde Guerre mondiale, comme première étape d'enrichissement avant une séparation isotopique électromagnétique. Le procédé a été abandonné depuis au profit de la diffusion gazeuse.

Séparation électromagnétique[modifier | modifier le code]

Dans le procédé de séparation électromagnétique (en anglais electromagnetic isotope separation process - EMIS), l'uranium métallique est vaporisé, puis ionisé. Les cations ainsi produits sont accélérés, puis déviés par un champ magnétique. La différence de masse entre les isotopes 235 et 238 crée une différence dans le rapport de la charge électrique sur la masse. Le flux d'ions est accéléré par un champ électrique et dévié par un champ magnétique. La différence sur le rapport e/m conduit à une déviation différentielle qui permet d'enrichir l'uranium.

L'uranium enrichi de la deuxième bombe atomique (Little Boy), lors du Projet Manhattan, a été obtenu par séparation électromagnétique, en utilisant un spectromètre de masse de taille industrielle, le calutron; Cette méthode, assez inefficace, a été largement abandonnée depuis.

Article détaillé : Spectrométrie de masse.

Diffusion gazeuse[modifier | modifier le code]

Ce procédé est basé sur la différence de masse, très faible, existant entre les molécules d’hexafluorure d'uranium 235, plus légères que celles d’hexafluorure d'uranium 238. En les faisant filtrer à travers des membranes adaptées, on arrive en multipliant suffisamment le nombre de cycles à obtenir de l’uranium enrichi.

La diffusion gazeuse requiert environ 60 fois plus d'énergie que le procédé d'ultracentrifugation, soit environ 6 % de l'énergie qui sera finalement produite avec l'uranium enrichi résultant.

C'est une méthode qui était utilisée depuis la guerre froide et en France dans la première génération de l'usine d'Eurodif au Tricastin (Drôme), elle tend aujourd'hui à être remplacée par des procédés moins coûteux.

Centrifugation[modifier | modifier le code]

Ultracentrifugation
Schéma d'une centrifugeuse cylindrique de type Zippe.
Centrifugeuse de type Zippe
Photo d'une usine d'ultracentrifugation-gaz à Piketon, Ohio en 1984
Colonnes d'ultracentrifugation en phase gazeuse, montées en cascade.
Ce procédé consiste à utiliser des centrifugeuses tournant à très grande vitesse. Les molécules les plus lourdes (238UF6) se retrouvent projetées à la périphérie, alors que les plus légères (235UF6) migrent vers le milieu de la centrifugeuse. En outre, la partie inférieure de la centrifugeuse est chauffée[1], ce qui créé un mouvement de convection où la colonne centrale monte et s'enrichit en uranium 235 en hauteur, tandis que le 238 migre vers le bas.
Comme pour la diffusion gazeuse, le traitement doit être appliqué de nombreuses fois pour obtenir un enrichissement suffisant. Les centrifugeuses sont donc montées en cascades, le gaz passant de l'une à la suivante en augmentant progressivement sa teneur.
La centrifugeuse Zippe est l'ancêtre de la centrifugeuse standard ; cette technologie a été employée au Pakistan.
Enrichissement par flux laminaire
Schéma d'un système d'enrichissement par séparation de flux. Un gaz porteur emporte de l'hexafluorure d'uranium gazeux dans un dispositif où la trajectoire du flux est courbée, ce qui permet de récupérer deux fractions de gaz, une enrichie et une appauvrie.
Schéma de principe de l'enrichissement par séparation de flux
L'enrichissement par séparation de flux utilise la force centrifuge créée dans un gaz suivant à grande vitesse une trajectoire courbe à faible rayon. Le principe de la séparation (le gradient de pression dû aux différences de masses moléculaires) est le même que dans l'ultracentrifugation, l'avantage du dispositif étant d'éliminer les pièces mécaniques mobiles. L'effet est amélioré en diffusant l'hexafluorure d'uranium dans de l'hydrogène ou de l'hélium, ce qui améliore la vitesse du flux sans freiner la diffusion de UF6 dans la veine gazeuse. Ce procédé a été développé en Afrique du Sud, et une usine expérimentale a été construite au Brésil. Toutefois, il n'est pas employé à échelle industrielle, du fait de sa grande consommation énergétique.

Séparation chimique[modifier | modifier le code]

Le procédé Chemex : un procédé chimique, qui consiste en des échanges répétés entre une phase aqueuse d'uranium trivalent et une phase organique d'uranium tétravalent. L'enrichissement se fonde sur l'idée que la vitesse de réaction chimique n'est pas rigoureusement la même pour les deux isotopes, l'U-235 tendant à se concentrer dans la forme U4+[2]. Les solutions sont préparées en utilisant l'uranium naturel et non l'UF6.

Cette technologie développée par la France n'est pas arrivée à une maturité suffisante pour être industrialisée.

Séparation par laser[modifier | modifier le code]

La séparation par laser joue sur la légère différence de spectre électromagnétique entre l'U-235 et l'U-238, due à ce que l'environnement des électrons externes n'est pas tout à fait le même dans les deux atomes. En ajustant convenablement la fréquence de la lumière excitatrice, il est alors possible d'exciter sélectivement l'un ou l'autre isotope, jusqu'à arracher l'électron externe et ioniser l'atome.

La Séparation Isotopique par Laser sur Vapeur Atomique de l’uranium (SILVA) est un procédé français, développé par le CEA à partir des années 1980[3]. Dans cette technique, l'uranium métal est vaporisé, et des faisceaux laser éclairent cette vapeur et ionisent sélectivement l'uranium 235, qui est collecté sur des plaques chargées négativement. L'uranium 238, encore neutre, se condense sur le toit du séparateur. Jugé peu concurrentiel par rapport à l'ultracentrifugation, les études sur ce procédé ont été arrêtées en 2004[4] après que le procédé a atteint le stade de démonstrateur.

Développé en Australie depuis le début des années 1990, le procédé SILEX (Separation of Isotopes by Laser Excitation) se fonde au contraire sur l’excitation de molécules d'UF6. Cette technologie est l'objet d'études d'industrialisation [5] et apparaît être sur le point d'arriver à une maturité suffisante pour être employée industriellement[6].

Marché mondial de l'enrichissement[modifier | modifier le code]

Vue aérienne du centre d'enrichissement de Paducah.
Usine d'enrichissement de Paducah (États-Unis)

L'industrie de l'enrichissement est concentrée sur le plan mondial. Quatre grandes entités cumulent la quasi-totalité des capacités d'enrichissement : AREVA à travers sa filiale EURODIF, URENCO (Royaume-Uni, Pays-Bas, Allemagne), MINATOM (Russie), et USEC (États-Unis). En 2004, les capacités mondiales d'enrichissement s'élevaient à 38 à 39 millions d'UTS par an, réparties sensiblement à parité entre les deux technologies. Les capacités de productions sont respectivement les suivantes[7] :

Minatom Russie 11 MUTS / an Centrifugation
Areva / Georges-Besse II France 7.5 MUTS / an Centrifugation
USEC États-Unis 5 MUTS / an Diffusion gazeuse
Urenco Royaume-Uni, Allemagne, Pays-Bas 6 MUTS / an Centrifugation
Japan Nuclear Fuel Ltd. Japon 1 MUTS / an Centrifugation
CNEIC Chine 1 MUTS / an Centrifugation
USEC importateur de HEU militaire russe 5 MUTS / an Dilution
Total 38 à 39 MUTS / an

La technologie de diffusion gazeuse équipe l'usine américaine de Paducah (11,3 millions d'UTS/an) et l'usine chinoise de Lanzhou (0,45 million d'UTS/an). Avant sa fermeture en 2012, elle équipait l'usine française du Tricastin - Georges Besse (10,8 millions d'UTS/an). Le fonctionnement à pleine capacité de cette usine utilisait la puissance de trois des quatre réacteurs du site du Tricastin[8].

La technologie d'ultra-centrifugation est employée en France à Georges-Besse II, en Allemagne (Gronau : 1,3 million d'UTS/an), au Japon (Rokkasho : 1,05 millions d'UTS/an), dans les Pays-Bas (Almelo : 1,5 million d'UTS/an), dans la Fédération de Russie (4 usines pour un total de 20 millions d'UTS/an), au Royaume-Uni (Capenhurst : 2 millions d'UTS/an) ainsi qu'en Chine (Shaanxi : 0,45 millions d'UTS/an) qui dispose des deux technologies. L'usine russe de Seversk a la particularité de pouvoir ré-enrichir l'uranium de retraitement, l'usine Georges-Besse II est prévue pouvoir le faire aussi à terme.

Notes et références[modifier | modifier le code]

  1. Description des centrifugeuses, URENCO, 2001.
  2. Uranium Production, FAS, 2013.
  3. Fin des études du procédé d'enrichissement de l'uranium par laser SILVA, Futura-Sciences
  4. Uranium Enrichment and Fuel Fabrication, WISE, 2013.
  5. Actualité de Global Laser Enrichment (GLE), filiale de GE Hitachi Nuclear Energy ; http://www.ge-energy.com/prod_serv/products/nuclear_energy/en/gle_main.htm
  6. http://www.lemonde.fr/planete/article/2011/08/21/l-uranium-enrichi-au-laser-nouvelle-peur-nucleaire_1561893_3244.html#xtor=RSS-3208
  7. « Débat public sur la construction de l'usine Georges Besse II - Partie 1 - le contexte : l’enrichissement de l’uranium » [PDF], sur cpdp.debatpublic.fr/,‎ 2004 (consulté le 2 juin 2011) p.  15
  8. Paul Reuss, L'Epopée de l'énergie nucléaire : Une histoire scientifique et industrielle, Les Ulis, France, EDP Sciences, coll. « Génie atomique »,‎ 2007 (ISBN 9782868838803), p. 75

Annexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]