“reuss” — 2007/1/9 — 17:32 — page 75 — #89
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3 - La maturité de l’énergie nucléaire
75
Tableau 3.6. Capicités mondiales d’enrichissement, en millions d’UTS (source : CEA, informations
utiles, 2004).
Sociétés
Pays
Procédé
Capacité nominale
USEC
États-Unis
Diffusion
18,8
MINATOM
Russie
Centrifugation
20
EURODIF
France
Diffusion
10,8
URENCO
All. + P. Bas + R.-U.
Centrifugation
4,5
JNFL/PNC
Japon
Centrifugation
1
CNNC
Chine
Diffusion
0,8
Centrifugation
0,4
Autres
Argentine+Brésil+Pakistan Diff./Tuyère/Centr.
0,035
Total
56,3
Avec l’apport de capitaux étrangers est créé en 1972 le GIE Eurodif pour la réalisation d’une usine de 10,8 millions d’UTS (unités de travail de séparation isotopique), ce
qui assure l’approvisionnement en combustible nucléaire d’une centaine de tranches, soit
environ le double des besoins français du parc REP actuel. La production d’Eurodif démarrera en 1978. Quatre REP de 900 MWé ont été construits sur le même site ; il faut la
production de trois d’entre eux pour assurer le fonctionnement à pleine charge de l’usine
d’enrichissement.
L’usine de retraitement de La Hague
Pour la production du plutonium nécessaire aux réacteurs à neutrons rapides et aux armes
à partir du combustible irradié dans les réacteurs à graphite, la France avait aussi maîtrisé
la technologie du retraitement, dans l’usine de Marcoule : procédé PUREX.
Le lancement du programme REP va s’accompagner non seulement des capacités industrielles nécessaires en amont des réacteurs, en particulier d’enrichissement de l’uranium, mais aussi celles concernant l’aval, c’est-à-dire essentiellement le retraitement des
combustibles irradiés.
Ce retraitement a deux intérêts : d’abord il permet de séparer les déchets radioactifs,
produits de fission et actinides mineurs (neptunium, américium, curium..., ainsi appelés
car produits en quantités relativement peu importantes et sans usage industriel, au moins
à court terme) ; deuxièmement et surtout, le retraitement permet de séparer et récupérer
les actinides majeurs (uranium et plutonium) qui sont des matières nobles car susceptibles
de produire encore de l’énergie. L’uranium sortant des REP après environ trois années d’irradiation a encore une teneur de l’ordre de 1 % en isotope 235 : on peut envisager de le
ré-enrichir pour le recycler. Surtout, le combustible irradié contient environ 1 % en masse
de plutonium. Ce dernier a une composition isotopique complexe à cause de la forte irradiation qu’il a subie, ce qui le rend impropre à une utilisation dans une arme. En revanche,
c’est le combustible pratiquement idéal pour les réacteurs à neutrons rapides. Souvenonsnous que la France a toujours en tête de s’équiper à long terme en réacteurs à neutrons
rapides ; pour le démarrage de ce parc, il faudra un stock conséquent de plutonium avant
que la surgénération vienne le renouveler, voire l’accroître. Très naturellement, c’est sur
les réacteurs à eau que l’on compte pour produire ce stock de plutonium. On voit ainsi
que le raisonnement conduit logiquement au retraitement des combustibles irradiés dans
les REP.
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3 - La maturité de l’énergie nucléaire
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Tableau 3.6. Capicités mondiales d’enrichissement, en millions d’UTS (source : CEA, informations
utiles, 2004).
Sociétés
Pays
Procédé
Capacité nominale
USEC
États-Unis
Diffusion
18,8
MINATOM
Russie
Centrifugation
20
EURODIF
France
Diffusion
10,8
URENCO
All. + P. Bas + R.-U.
Centrifugation
4,5
JNFL/PNC
Japon
Centrifugation
1
CNNC
Chine
Diffusion
0,8
Centrifugation
0,4
Autres
Argentine+Brésil+Pakistan Diff./Tuyère/Centr.
0,035
Total
56,3
Avec l’apport de capitaux étrangers est créé en 1972 le GIE Eurodif pour la réalisation d’une usine de 10,8 millions d’UTS (unités de travail de séparation isotopique), ce
qui assure l’approvisionnement en combustible nucléaire d’une centaine de tranches, soit
environ le double des besoins français du parc REP actuel. La production d’Eurodif démarrera en 1978. Quatre REP de 900 MWé ont été construits sur le même site ; il faut la
production de trois d’entre eux pour assurer le fonctionnement à pleine charge de l’usine
d’enrichissement.
L’usine de retraitement de La Hague
Pour la production du plutonium nécessaire aux réacteurs à neutrons rapides et aux armes
à partir du combustible irradié dans les réacteurs à graphite, la France avait aussi maîtrisé
la technologie du retraitement, dans l’usine de Marcoule : procédé PUREX.
Le lancement du programme REP va s’accompagner non seulement des capacités industrielles nécessaires en amont des réacteurs, en particulier d’enrichissement de l’uranium, mais aussi celles concernant l’aval, c’est-à-dire essentiellement le retraitement des
combustibles irradiés.
Ce retraitement a deux intérêts : d’abord il permet de séparer les déchets radioactifs,
produits de fission et actinides mineurs (neptunium, américium, curium..., ainsi appelés
car produits en quantités relativement peu importantes et sans usage industriel, au moins
à court terme) ; deuxièmement et surtout, le retraitement permet de séparer et récupérer
les actinides majeurs (uranium et plutonium) qui sont des matières nobles car susceptibles
de produire encore de l’énergie. L’uranium sortant des REP après environ trois années d’irradiation a encore une teneur de l’ordre de 1 % en isotope 235 : on peut envisager de le
ré-enrichir pour le recycler. Surtout, le combustible irradié contient environ 1 % en masse
de plutonium. Ce dernier a une composition isotopique complexe à cause de la forte irradiation qu’il a subie, ce qui le rend impropre à une utilisation dans une arme. En revanche,
c’est le combustible pratiquement idéal pour les réacteurs à neutrons rapides. Souvenonsnous que la France a toujours en tête de s’équiper à long terme en réacteurs à neutrons
rapides ; pour le démarrage de ce parc, il faudra un stock conséquent de plutonium avant
que la surgénération vienne le renouveler, voire l’accroître. Très naturellement, c’est sur
les réacteurs à eau que l’on compte pour produire ce stock de plutonium. On voit ainsi
que le raisonnement conduit logiquement au retraitement des combustibles irradiés dans
les REP.