Matières radioactives : bilan à fin 2013

Cristaux UF

Nucléaire diffus

Les quantités de matières radioactives présentes à fin 2013 ainsi que les sites sur lesquels elles sont entreposées sont présentés ci-dessous. Ce stock évolue en fonction de la production électronucléaire.

1. L’uranium naturel extrait de mines d’uranium

L’uranium naturel extrait des mines est traité et mis sous la forme d’un concentré solide d’uranium puis conditionné. En fonction du procédé de traitement utilisé, les concentrés peuvent être sous forme d’uranates, appelés yellow cake ou d’oxydes d’uranium (U3O8).

Au 31 décembre 2013, environ 26 000 tonnes d’uranium naturel étaient entreposées principalement sur les sites d’AREVA à Malvési (11) et à Pierrelatte (26).

L’uranium naturel est ensuite enrichi en vue de fabriquer le combustible nucléaire.

2. L’uranium enrichi

L’enrichissement consiste à augmenter la concentration en uranium 235 (isotope énergétique trop faiblement présent – teneur de 0,7 % - dans l’uranium naturel) de façon à obtenir une matière utilisable comme combustible dans les centrales nucléaires à eau légère. Le procédé d’enrichissement mis en œuvre par l’usine Georges Besse II d’AREVA sur le site de Tricastin (26) depuis 2011 est celui de la centrifugation.

Le gaz UF6 est introduit dans le cylindre tournant à très haute vitesse, sous vide, dans un carter étanche. Les molécules les plus lourdes, sous l’effet de la force centrifuge, sont envoyées à la périphérie du tube tandis que les plus légères (235U) migrent vers le centre.

Le gaz enrichi en isotope léger uranium 235, au centre du tube, monte.

Le gaz enrichi en uranium 238, plus lourd, descend. Les produits enrichis et appauvris sont récupérés aux deux extrémités, haute et basse, du tube. Cette étape élémentaire de séparation des molécules est répétée au sein d’un ensemble de centrifugeuses mises en série, appelé cascades. L’uranium enrichi utilisé pour la production d’électricité comprend de l’uranium 235 à une teneur d’environ 4 %.

Au 31 décembre 2013, un peu moins de 2800 tonnes d’uranium enrichi étaient entreposées sur les sites AREVA de Pierrelatte (26), de Romans (26), de Marcoule (30) et sur diff érents sites du CEA.

3. L’uranium appauvri (uapp)

L’enrichissement permet d’obtenir de l’uranium enrichi en uranium 235 d’une part et de l’uranium appauvri d’autre part. L’uranium appauvri en uranium 235 (isotope présent avec une teneur de l’ordre de 0,3 %) est transformé en une matière solide, stable, incombustible, insoluble et non corrosive : l’oxyde d’uranium (U3O8), qui se présente sous la forme d’une poudre noire.

Au 31 décembre 2013, environ 290 000 tonnes d’uranium appauvri (Uapp) étaient entreposées en France dont un peu plus de 170 000 tonnes sur le site AREVA du Tricastin (26), environ 120 000 tonnes sur le site AREVA de Bessines-sur-Gartempe (87), 500 tonnes sur le site d’AREVA à Malvési (11) et 150 tonnes sur différents sites du CEA.

L’uranium appauvri est utilisé régulièrement depuis plusieurs années comme matrice support du combustible MOX, élaboré en France dans l’usine Melox située à Marcoule (30). Ce flux représente environ une centaine de tonnes par an.

Par ailleurs, le stock d’uranium appauvri peut être évalué à 410 000 tonnes à fin 2030. Ce stock représente une ressource abondante pour l’avenir de la production d’énergie électronucléaire.

En effet, l’évolution des techniques d’enrichissement, avec la centrifugation, devrait permettre, d’ici quelques années, aux conditions économiques adéquates, de réenrichir l’uranium appauvri.

D’autre part, ces stocks d’uranium appauvri pourront être valorisés dans les réacteurs à neutrons rapides de 4ème génération dont le déploiement pourrait intervenir après 2040. Il est aujourd’hui estimé qu’un parc de réacteurs de 4ème génération d’une puissance équivalente au parc actuel (c’est-à-dire 60 GWe) consommerait de l’ordre de 100 tonnes d’uranium appauvri par an, une fois les réacteurs mis en service. Ainsi, le stock d’uranium appauvri disponible au moment du lancement de cette filière constituerait une ressource permettant le fonctionnement de ces réacteurs pendant plusieurs milliers d’années.

4. L’uranium issu de combustibles usés après traitement (urt)

L’uranium extrait des combustibles usés (URT) dans les usines de traitement constitue environ 95 % de la masse du combustible usé et contient toujours une part significative d’isotope 235. L’enrichissement résiduel en uranium 235 est de l’ordre de 0,7 % à 0,8 % pour des combustibles REP avec des taux de combustion de 45 à 55 GWj/t. Pour être réutilisé dans des réacteurs à eau légère, tels que ceux exploités actuellement par EDF, un réenrichissement est nécessaire.

L’URT est entreposé soit sous forme d’UF6 soit sous forme d’U3O8 en fonction du mode de gestion choisi (réenrichissement pour fabrication de combustibles ou entreposage). L’URT français appartient principalement à l’électricien EDF et pour partie à AREVA et au CEA.

Au 31 décembre 2013, 27 000 tonnes d’URT étaient entreposées sur les sites du Tricastin (26) et de la Hague (50). 2 700 tonnes appartiennent à des clients étrangers.

5. Le thorium

Le thorium se présente sous la forme d’hydroxyde de thorium ou de nitrate de thorium. Environ 8 500 tonnes de métal lourd (tMl) sont entreposées en France. Dans le cadre de ses activités de traitement de minerai de terres rares, la société Solvay a produit :

• entre 1970 et 1987, un composé issu du traitement en voie chlorure de la monazite : l’hydroxyde brut de thorium (HBTh), éventuellement valorisable (voir encadré ci-dessous) ;
   
• jusqu’en 1994, du nitrate de thorium, issu du traitement en voie nitrate de la monazite.
   

Au 31 décembre 2013, environ 6 300 tonnes de métal lourd (tMl) de thorium étaient entreposées sous forme de nitrate et d’hydroxydes sur le site de l’usine de la Rochelle (17). À cela s’ajoutent un peu moins de 2 300 tonnes de métal lourd (tMl) de thorium entreposées sur le site CEA de Cadarache (13). Enfin, quelques tonnes de métal lourd (tML) de thorium appartenant à AREVA sont entreposées sur les sites de Bessines (87) et du Tricastin (26).

6. Les matières en suspension (mes)

Les matières en suspension issues du traitement de neutralisation des effluents chimiques produits sur l’usine de Solvay contiennent en moyenne 25 % d’oxydes de terres rares qui sont des sous-produits valorisables).

Au 31 décembre 2013, environ 5 tonnes de métal lourd (tMl) de MEs, sous-produit du traitement des terres rares, étaient entreposées sur le site de l’usine à la Rochelle (17).

Valorisation des matières en suspension et de l’hydroxyde brut de thorium (la valorisation de ces matières est étudiée, par AREVA et SOLVAY)

La valorisation de ces matières porte sur leur contenu en terres rares, en thorium et en uranium. Les terres rares sont utilisées dans de nombreux produits de consommation courante comme les écrans plats, certaines batteries, fibres ou verres optiques… Environ 10 000 tonnes d’oxydes de terres rares sont récupérables à partir du traitement des matières en suspension (MES) et de l’hydroxyde brut de thorium (HBTh).

Le thorium pourrait être valorisable dans des applications nucléaires.

Bien qu’elles ne soient pas encore mises en œuvre industriellement, des pistes sont envisagées pour valoriser le thorium dans des secteurs non électronucléaires :

• Dans le domaine médical pour le traitement de cancers en radio-immunothérapie alpha, le plomb 212 issu de la désintégration des thoriums 232 et 228 est greffé à un anticorps qui reconnaît spécifiquement certaines cellules cancéreuses. Le rayonnement alpha du plomb 212 permet alors de détruire ces cellules ;
   
• L’oxyde de thorium peut être utilisé dans des verres à fort indice de réfraction par exemple.

7. Les combustibles nucléaires

Il existe, à tout moment, des stocks de combustibles avant utilisation, en cours d’utilisation ou usés. Ces derniers sont considérés par leurs propriétaires comme des matières radioactives du fait de l’uranium et du plutonium qu’ils contiennent. On distingue en général :

• les combustibles à l’oxyde d’uranium, les plus nombreux. EDF utilise essentiellement des combustibles à l’uranium naturel enrichi (UOX) et en moindre quantité des combustibles à l’uranium de traitement réenrichi (URE),
   
• les combustibles mixtes oxyde d’uranium - oxyde de plutonium (MOX), qu’EDF est autorisée à mettre en oeuvre dans certaines de ses centrales (24 réacteurs 900 Mwe autorisés),
   
• les combustibles des réacteurs Phénix et Superphénix à neutrons rapides (RNR) qui ne sont plus utilisés (réacteurs mis à l’arrêt défi nitif),
   
• les combustibles du CEA civil, qui sont utilisés dans des réacteurs particuliers à des fi ns de recherche. Ceux-ci sont plus variés en forme et en composition physico-chimique que les combustibles EDF. Ils sont aussi beaucoup moins nombreux,
   
• les combustibles de la Défense nationale, utilisés soit dans les réacteurs destinés à la fabrication de matière pour la force de dissuasion, soit dans les réacteurs embarqués des sous-marins, des navires et leurs prototypes à terre.
   

La stratégie d’EDF consiste à faire traiter les combustibles à l’oxyde d’uranium naturel enrichi. Les combustibles URE et les combustibles MOX commenceront à être traités à l’horizon 2040. Les combustibles d’EDF, une fois déchargés, sont entreposés pour décroissance dans des piscines, d’abord dans la centrale même, puis dans l’usine AREVA NC de la Hague (50).

§ Les combustibles avant utilisation

Étaient en attente d’utilisation dans les centrales électronucléaires françaises et dans les réacteurs de recherche au 31 décembre 2013 :

• environ 440 tMl de combustibles UOX réparties dans les 19 centrales électronucléaires REP françaises,
   
• environ 38 tMl de combustibles MOX dans les centrales électronucléaires REP du Blayais (33), de Chinon (37), de Dampierre (45) et de Gravelines (59) ;

§ Les combustibles en cours d’utilisation dans les réacteurs électronucléaires et dans les réacteurs de recherche

Étaient en cours d’utilisation dans les centrales électronucléaires françaises au 31 décembre 2013 :

• environ 4 300 tMl de combustibles UOX dans les 19 centrales électronucléaires REP françaises, – 200 tMl de combustibles URE dans les quatre réacteurs de la centrale électronucléaire de Cruas (07),
   
• environ 410 tMl de combustibles MOX dans les centrales électronucléaires REP du Blayais (33), de Chinon (37), de Dampierre (45), de Gravelines (59), de Saint-Laurent-des-Eaux B (41) et du Tricastin (26) ;

§ Les combustibles usés en attente de traitement

Étaient entreposés à fin 2013 :

• Combustibles UOX usés : 12 000 tMl réparties en 3 700 tMl sur les sites des 19 centrales électronucléaires REP françaises ; environ 8 200 tMl sur le site de la Hague (50). Par ailleurs, 30 tMl de combustibles étrangers sont également entreposées sur le site de la Hague (50),
   
• Combustibles URE usés : 110 tMl sur le site de la centrale électronucléaire de Cruas (07) ; environ 310 tMl sur le site de la Hague (50),
   
• Combustibles MOX usés : 340 tMl sur les sites des centrales électronucléaires REP du Blayais (33), de Chinon (37), de Dampierre (45), de Gravelines (59), de Saint-Laurent-des-Eaux (41) et du Tricastin (26) ; 1 200 tML sur le site de La Hague (50),
   
• Combustibles RNR usés : 105 tMl de combustibles RNR usés du réacteur Superphénix sur le site de Creys-Malville (38), 38 tML de combustibles RNR usés du réacteur Phénix sur le site de Marcoule (30) et de la Hague (50),
   
• Combustibles usés des réacteurs civils de recherche de type oxyde : 57 tML sur les sites du CEA et 5 tML sur le site de la Hague (50),
   
• Combustibles usés métalliques issus des réacteurs expérimentaux du CEA et de réacteurs UNGG : 15 tML sur les sites du CEA ; 4 tMl de combustibles sur le site de la Hague (50),
   
• Combustibles usés de la propulsion nucléaire : environ 156 tonnes.

8. Le plutonium issu des combustibles usés après traitement

Le plutonium contenu dans les assemblages combustibles usés est extrait de ceux-ci lors de leur traitement. Un combustible usé à l’uranium de type eau légère contient aujourd’hui environ 1 % de plutonium (en masse). Ce plutonium présente un potentiel énergétique.

Une fois mis en solution, extrait et séparé des autres matières contenues dans le combustible usé, le plutonium est purifié et conditionné sous forme stable de poudre d’oxyde de plutonium (PuO2) dans les ateliers R4 et T4 de l’usine de la Hague (50).

Le plutonium est aujourd’hui utilisé pour fabriquer le combustible MOX, qui comporte de l’uranium appauvri et du plutonium sous la forme de pastilles de poudre d’oxydes (U,Pu)O2. En France, 24 réacteurs sont aujourd’hui autorisés à utiliser du combustible MOX.

Le plutonium extrait des combustibles usés appartient aux clients d’AREVA, électriciens français ou étrangers. En général, le plutonium est expédié aux clients étrangers sous forme de combustible MOX, pour être utilisé dans des réacteurs étrangers.
 

Au 31 décembre 2013, un peu plus de 52 tonnes de plutonium étaient entreposées en France, dont :

• 41 tonnes de plutonium entreposées à l’usine AREVA NC de la Hague (50), dont 16 tonnes appartenant à des clients étrangers ;
   
• 9 tonnes de plutonium en cours d’utilisation dans le processus de fabrication de combustibles MOX (sous forme de PuO2, d’oxyde mixte (U,Pu)O2 ou encore en assemblages MOX finis), dont 1 tonne appartient à des clients étrangers ;
   
• environ 2 tonnes de plutonium entreposées dans diverses installations du CEA.
   

Le stock de plutonium relevant des activités militaires est couvert par le secret défense.

Carrousel de boîtes de plutonium

Crayons de combustible

9. Les rebuts de combustibles

Les rebuts de combustibles mixtes uranium-plutonium non irradiés en attente de retraitement représentent 234 tonnes sur le site de La Hague (50) à fin 2013. Ces rebuts étaient comptabilisés dans les catégories uranium et plutonium dans la précédente édition.

Il n’y a pas de rebuts de combustibles uranium non irradiés en attente de retraitement.

10. Autres matières

Le cœur neuf de Superphénix est le combustible qui devait remplacer à terme le combustible utilisé pendant le fonctionnement de la centrale. Étant donné l’arrêt définitif de Superphénix, cette recharge de combustible n’a jamais été utilisée et n’a donc pas été irradiée.

Le cœur neuf de Superphénix qui représente 72 tML est actuellement entreposé sur le site de Creys-Malville (38).

Matières radioactives à fin 2013 (en tML*)

* tML : tonnes de Métal Lourd.

** Les quantités de matières radioactives ont été arrondies.

Répartition des matières radioactives par secteur économique (en tML*)

* tML : tonnes de Métal Lourd.

** Les quantités de matières radioactives ont été arrondies.

• Le secteur électronucléaire comprend toutes les matières radioactives concernant les combustibles UOX, MOX et URE (19 659 tMl), qu’ils soient neufs, en cours d’utilisation, en attente de traitement ou sous forme de rebuts, ainsi que le plutonium (52 tMl), quelques tonnes de thorium (4 tMl) et l’uranium sous toutes ses formes physico chimiques sauf l’uranium appauvri (55 670 tMl). Le cœur neuf de Superphénix est compris dans ce secteur (72 tML).

• Les matières radioactives du secteur recherche correspondent aux combustibles des réacteurs de recherche avant utilisation (0,18 tMl) ou en cours d’utilisation (0,20 tMl) dans les réacteurs de recherche ainsi que des autres combustibles usés civils de type oxyde (57 tML) ou métallique (19 tMl). Ce secteur comprend également une part de plutonium (2 tMl) et d’uranium sous toutes ses formes physico chimiques sauf l’uranium appauvri (27 tMl).
  Le combustible de Phénix en attente de traitement (43 tML) contribue également à ce secteur économique.

• Le secteur défense n’est composé que des combustibles usés de la Défense nationale (156 t).

• Le secteur de l’industrie non électronucléaire, quant à lui, ne porte que sur des résidus de traitement de minerais et des sous-produits qui comportent une part significative de thorium (8 500 tMl) et d’uranium (89 tMl). Les matières en suspension dans leur état actuel contiennent encore des matières radioactives (5 tMl).

• Le secteur médical possède uniquement de l’uranium appauvri pour la protection radiologique (15 tMl).