S’il est une énergie où la chimie a toute sa place, c’est bien l’énergie nucléaire. Elle intervient tout au long du
cycle du combustible nucléaire. Il faut tendre vers une meilleure utilisation des ressources naturelles en uranium,
et
minimiser l’impact des diverses opérations, les sous-produits et déchets. Pour cela, il faut rechercher des procédés d’extraction, de concentration, de purification, d’élaboration et de transformation toujours plus performants et toujours plus « propres », mettre au point des opérations de recyclage systématiques et récurrentes pour l’uranium et le plutonium, produire des déchets ultimes encore moins dangereux, conditionnés dans des matériaux très peu altérables…
Au delà de ces études liées au combustible, la chimie est présente dans de nombreux aspects de l’industrie nucléaire. Ce sont principalement les phénomènes de corrosion des matériaux et de radiolyse qui sont à étudier, au cœur même des réacteurs.
Pour en savoir plus
Chaîne de boîtes-à-gants du LEFCA dédiée à la recherche et développement de procédés de fabrication des combustibles au plutonium.
© P.Dumas/CEA
Produits de fission et actinides
Lors de l’irradiation en réacteur, les atomes d’uranium (notamment l’isotope 238) peuvent, sous l’effet des neutrons, soit se casser (se fissionner) en deux parties, soit capturer un neutron. La fission génère les produits de fission (éléments moins lourds que l’uranium), la capture forme des transuraniens, plus lourds que l’uranium, mais de la même famille chimique, les actinides. Parmi ces actinides, le neptunium Np, l’américium Am et le curium Cm sont qualifiés de « mineurs » car présents en bien moins grandes proportions que les actinides majeurs : uranium U et plutonium Pu. Les actinides mineurs et les produits de fission constituent les déchets radioactifs à haute activité et à vie longue (HAVL).
Complexe formé entre l’ion d’un radioélément (en rouge) et la molécule extractante qui l’a sélectivement piégé. © CEA
Atalante, une installation de recherche en radiochimie. © P. Stroppa/CEA
ICSM, l’Institut de chimie séparative de Marcoule. © P. Stroppa/CEA
Cycle du combustible
Dans le cœur des réacteurs nucléaires, le combustible est le siège de la fission des atomes lourds d’uranium ou de plutonium. Ces réactions produisent l’énergie thermique qui va permettre, in fine, la production d’énergie électrique.
On appelle élément combustible l’ensemble constitué de la matière fissile (sous forme d’empilement de pastilles cylindriques) et de la gaine qui forme la première barrière de confinement. Les procédés chimiques sont utilisés tout au long du cycle du combustible, depuis l’extraction du minerai jusqu’à la gestion des déchets. Ils concernent :
L’extraction et la purification de l’uranium
À partir des minerais uranifères de faible teneur en élément uranium, il faut fabriquer un concentré d’uranium quasi pur. Après extraction de la mine, l’uranium doit être séparé de sa gangue rocheuse et débarrassé d’un maximum d’impuretés. Le minerai est concassé et broyé par des procédés mécaniques, puis traité et purifié par des solutions chimiques, et enfin précipité et séché. Après séchage, on obtient ainsi un concentré solide d’uranium (essentiellement sous forme de U3O8) appelé «
Yellow cake » contenant environ 75 % d’uranium, soit 750 kg par tonne.
La conversion de l’uranium
Pour enrichir l’uranium en isotope 235 fissile, il faut d’abord le transformer en un composant gazeux, l’hexafluorure d’uranium. C’est la « conversion ». Cette transformation chimique s’effectue en deux étapes. Dans un premier temps, l’uranium est transformé en tétrafluorure d’uranium (UF4) par une réaction d’hydrofluoration. L’UF4 est une substance de couleur verte à l’aspect granuleux. Celui-ci est, dans un second temps, converti en hexafluorure d’uranium (UF6) par fluoration, à l’aide du fluor obtenu par électrolyse d’acide fluorhydrique. À 65 °C, l’UF6 prend une forme gazeuse. Il est alors possible de l’enrichir.
La fabrication du combustible
Dans les réacteurs à eau pressurisée (REP), le cœur est constitué d’assemblages de crayons de combustible, chacun formé d’un empilement de
pastilles d’oxyde d’uranium (UO2) ou de
MOX (oxyde mixte uranium-plutonium). Pour fabriquer les pastilles d’UO2, l’hexafluorure d’uranium enrichi est converti en poudre d’oxyde d’uranium. Cette poudre noire est ensuite comprimée à l’aide d’une presse en petits cylindres de 13 mm de hauteur et d’un diamètre de 8,5 mm. Les « pastilles » ainsi obtenues sont ensuite densifiées et consolidées dans un four à haute température : c’est le « frittage » qui transforme la poudre comprimée en céramique. La fabrication du combustible MOX s’apparente à celle des combustibles à base d’oxyde d’uranium. Le MOX est un mélange de poudres d’oxyde de plutonium, d’oxyde d’uranium appauvri et de « chamotte » obtenue à partir de pastilles de rebut. La teneur en plutonium de l’assemblage combustible peut varier de 3 à 12 %. Afin de perfectionner les qualités du combustible, les recherches portent sur la préparation des oxydes et la fabrication de la céramique des pastilles. De nouveaux concepts de combustible sont également étudiés, ils utiliseront d’autres composés ou se présenteront sous d’autres formes. Des combustibles métalliques sont envisagés pour les futurs réacteurs à neutrons rapides. La recherche se concentre sur la métallurgie des poudres et les mélanges d’actinides (avec l’oxygène et le carbone).
Le traitement du combustible usé
Après son séjour en réacteur, le combustible contient encore une quantité importante de matières valorisables. Les réactions de fission, qui ont produit de l’énergie, ont aussi créé d’autres éléments, produits de fission et actinides, qui rendent le combustible usé extrêmement radioactif. Une bonne connaissance de la chimie des actinides est donc nécessaire pour séparer et récupérer les matières à recycler que sont l’uranium et le plutonium, puis conditionner les déchets sous une forme inerte et sûre, afin de contenir leur radiotoxicité au-delà de quelques siècles.
Les recherches de procédés et technologies séparatives des actinides a constitué un champ d’investigations important depuis une cinquantaine d’années. Le procédé “PUREX”, qui tire parti des propriétés de sélectivité et de stabilité de la molécule de Tri-n-butylphosphate (TBP) pour la récupération et le recyclage des actinides majeurs, est utilisé sur le site Areva de La Hague et à Rokkasho-Mura au Japon. Il repose sur l’extraction par solvant : le combustible usé est dissous dans une solution aqueuse d’acide nitrique concentré. Cette solution est mise au contact d’un solvant organique, non miscible, contenant la molécule extractante, le TBP. Celle-ci complexe les atomes d’uranium et de plutonium pour les entraîner avec elles dans la solution organique et les séparer ainsi des autres éléments qui restent dans la phase aqueuse. Ce procédé permet de récupérer l’uranium et le plutonium à plus de 99,7%.
Les systèmes nucléaires futurs, dits de Génération IV, devront être capables de recycler une partie de leurs déchets, en particulier les actinides mineurs créés durant l’exploitation. Les recherches actuelles visent à développer de nouveaux procédés de séparation qui devront répondre à de nombreuses questions. Quels actinides mineurs recycler ? Tous, ou le seul américium, premier contributeur à la toxicité à long terme des déchets ? Quels procédés de séparation ? En effet, jusqu’à aujourd’hui, les procédés hydrométallurgiques comme le procédé “PUREX” ont été privilégiés. D’autres, comme les procédés pyrochimiques sont étudiés ; ils consistent à dissoudre les combustibles usés dans des bains de sels fondus à haute température (500-800 °C) puis à récupérer les éléments à recycler par électrolyse ou extraction par alliages métalliques. Ils présentent de nombreux avantages ; toutefois des incertitudes demeurent sur les performances de récupération des actinides, la tenue des matériaux et les déchets secondaires.
Des installations dédiées
Atalante, une installation de recherche en radiochimie
Cette installation nucléaire sans équivalent dans le monde est dédiée à la R&D sur le traitement des combustibles usés et le conditionnement des déchets de haute activité à vie longue, depuis la dissolution jusqu’à la vitrification. Les chimistes y testent de nouvelles molécules et de nouveaux procédés pour améliorer le recyclage et isoler les éléments les plus radiotoxiques.
ICSM, l’Institut de chimie séparative de Marcoule
L’ICSM est une unité mixte de recherche créée en janvier 2007 entre le CEA, le CNRS, l’Université de Montpellier 2 et l’École nationale supérieure de chimie de Montpellier. Il a pour objectif l’étude des interfaces en conditions extrêmes pour comprendre les mécanismes qui gouvernent les phénomènes de séparation dans les fluides complexes et les matériaux du nucléaire. Sa mission prioritaire est de faire émerger des procédés et matériaux innovants pour le cycle des combustibles des réacteurs nucléaires du futur. L’aspect très innovant de ces recherches, où les phénomènes chimiques sont étudiés à l’échelle du nanomètre, fait que les avancées attendues pourront être mises à profit dans plusieurs domaines non nucléaires : nouvelles technologies pour l’énergie, technologies pour l’information et la communication, biotechnologies…
Ces installations sont situées sur le centre CEA de Marcoule, dans le sud de la France.