L’uranium utilisé pour le combustible du premier réacteur nucléaire français, Zoé, fabriqué entre 1946 et 1948, était d’origine belge, ou plus précisément, provenait du Congo-Belge. En 1948, les chercheurs du CEA ont découvert le premier gisement important en France à la Crouzille (Nord Limousin). Puis, en 1949, le CEA a commencé à produire des concentrés à partir du minerai de ce gisement. D’autres découvertes ont suivi et l’exploitation de mines dans d’autres régions a débuté. Dans les années 40 et 50, le minerai riche, d’une teneur en uranium pouvant aller jusqu’à 20 %, a été exploité. Le minerai qu’a exploité la France dans les années cinquante ne contenait qu’une petite fraction d’uranium naturel, soit une teneur de 0,1 à 1 %. Néanmoins, la France a, pendant une quarantaine d’années, extrait une partie importante de son uranium de son propre territoire.

En 1988, la production d’uranium en France s’élevait à 3 394 t [InfoU ix-xii.93] ; en 1999, elle n’était plus que de 439 t [CogRa 98]. La France disposait, début 1999, de 12 460 t d’uranium à $80 ou moins par kg [OCDE 00] ; mais la fermeture de la dernière mine en France, Le Bernardan, en Haute-Vienne, a eu lieu en mai 2001.

En revanche, les activités minières de la Cogéma à l’étranger sont en augmentation, notamment au Canada. En 1999 la Cogéma et ses filiales produisaient 1 800 t d’uranium au Canada [CogRa 99]. Cette orientation de la Cogéma concernant les mines a abouti à des exportations de déchets et à d’autres problèmes liés aux mines et aux installations de concentration (voir Extraction). Aujourd’hui, c’est principalement à l’étranger que les stériles et les résidus de traitement du minerai posent problème. A cet égard, il faut noter qu’une grande partie des mines situées hors du territoire français se trouve sur des terrains appartenant à des populations indigènes. Les activités minières situées hors de France sont les suivantes:

Au Gabon, la Cogéma est propriétaire à 68,42 % et l’Etat de Gabon à 25,8% de la Compagnie des Mines d’Uranium de Franceville (Comuf). Cette société exploitait les gisements d’uranium de Mounana [CogRa 94]. Découverts en 1956, ces gisements ont produit plus de 25 000 t d’uranium. La teneur était de l’ordre de 0,4 % (4 kg d’uranium par t de minerai). L’usine de concentration de la Comuf présentait une capacité nominale de 1500 t/an d’uranium. La production de l’uranium a pris fin au Gabon aux environs de juin 1999, parce que, selon la Cogéma, les réserves étaient épuisées. La société a effectué des opérations de réhabilitation sur le site de Mounana. Elle prévoyait l’accomplissement de la réhabilitation pour l’ensemble de la société en 2000 [CogRa 99].

Depuis les années 70, Cogéma participe à deux sociétés au Niger qui exploitent des gisements ouverts à la compagnie française par le gouvernement de Niger. En 1999 les deux sociétés ont produit un peu moins de 3 000 t d’uranium au total [CogRa 99].

SOMAIR (Société des Mines de l’Aïr : Cogéma 63,4 % [dont 6,54 % via Urangesellschaft, filiale à 70 %], Onarem [Office National des Ressources Minières du Niger] 36,6 %)

Actuellement, Somair produit 1 000 t/an d’uranium, provenant des mines à ciel ouvert. Les gisements exploités, qui ont une teneur de 0,3-0,35 % [Cogéma 96], comprennent Taza et Takrisa. Depuis sa création, Somair a produit plus de 30 000 t d’uranium.

Depuis 1970, Somair exploite à Arlit une usine de traitement du minerai qui produit de l’uranate de soude. La capacité nominale s’élève à 1 500 t/an d’uranium.

Les concentrés sont exportés pour la conversion, pour la plupart vers Comurhex [Comag vii-ix.95 ; OCDE 96].

COMINAK (Compagnie Minière d’Akouta : Cogéma 34 %, Onarem 31 %, Ourd (Overseas Uranium Resources Development Company-Japon) 25 %, Enusa (Empresa Nacional del Uranio-Espagne) 10 %).

Cette société a été créée en 1974. Fin 1994, elle avait produit plus de 30 000 t d’uranium. La production actuelle s’élève à 2 000 t/an d’uranium provenant d’une mine souterraine du gisement d’Akouta-Akola. La teneur est de 0,45-0,55 % [Cogéma 96].

En 1999 a débuté une mission d’exploration [CogRa 99].

Au Canada, Cogéma Resources Inc. (Canada), filiale à 100 % de la Cogéma, regroupe les activités minières de Cogéma. Toutes ses activités, à l’exception de Baker Lake dans les Territoires du Nord-Ouest, se trouvent au Saskatchewan. Pratiquement tous les sites en question sont situés sur les territoires des peuples indigènes.

La Cogéma participe, par l’intermédiaire de Cogéma Resources, à l’exploitation des sites suivants:

CIGAR LAKE (Cigar Lake Mining Corporation : Cogéma Resources 37,1 %, Cameco 50,025%, Idemitsu Uranium Exploration Canada 7,875 %, Tepco Resources Inc. 5%) [DiehlWeb 01]

Ce site renferme une réserve de 128 000 t d’uranium avec une teneur moyenne de 13,7 % [DiehlWeb 01]. Le gisement se trouve à 450 m sous terre. Cogéma prévoit de commencer à produire pour 2005, sous réserve d’obtenir les autorisations correspondantes. Le minerai sera traité dans deux usines existantes, 57% dans celle de Rabbit Lake et 43% dans celle de McClean Lake [CogWeb 01; DiehlWeb 01].

CLUFF LAKE (Cogéma Resources 100 %) Depuis 1980, Cogéma exploite des gisements à Cluff Lake en souterrain et à ciel ouvert. Ils ont une teneur moyenne de 0,5-1 % et ont produit plus de 19 000 t d’uranium au total, à un rythme de production de 700 à 1 500 t/an en fonction des besoins du marché. L’exploitation a été suspendue. . Fin 2000, la capacité du bassin de stockage des résidus a été atteinte, et les réserves identifiées qui restent (moins de 10 000 t) ne justifiaient pas que de nouveaux investissements de stockage soient entrepris. [Comag xi,xii.98-i.99; CogWeb 01].

DAWN LAKE (Cogéma Resources 23,086 %, Cameco 57,466%, PNC Exploration [Canada] Co.19,448%)

Ce site renferme une réserve identifiée de 8500 t d’uranium (fin 1999) à 1,51%. En octobre 1999, Cameco a annoncé la découverte d’un gisement possible de minerai de haute qualité sur la concession minière du lac La Rocque [DiehlWeb 01].

KEY LAKE (Cogéma Resources 16,667%, Cameco 83,333%)

Les réserves ne s’élevaient à la fin 1999 qu’à 847 t; mais l’usine traite le minerai de McArthur River.

McARTHUR RIVER (Cogéma Resources 30,195%, Cameco 69,805%)

On estime les réserves géologiques du site à 152 000 t d’uranium à 18 %. Elles sont situées à 600 m de profondeur. Cameco est l’opérateur du site. L’exploitation a débuté en décembre 1999. La production à plein rendement, de 6930 t/an d’uranium, devrait être atteinte en 2002. Le minerai est traité dans l’usine de Key Lake [DiehlWeb 01; NucF v.17.99].

McCLEAN LAKE (Cogéma Resources 70 %, Denison Mines 22,5 %, Overseas Uranium Research & Development [Ourd Canada, une filiale à 100 % d’Ourd au Japon] 7,5 %)

Les réserves s’élèvent à environ 20 000 t à une teneur de 2,0 % [DiehlWeb 01]]. Cogéma en est l’exploitant. L’exploitation de la mine et d’une nouvelle usine de traitement a débuté en 1999. L’usine traite le minerai de Midwest, et 43 % du minerai de Cigar Lake et de celui de McClean Lake [CogRa 99 ; DiehlWeb 01].

MIDWEST (Midwest Joint Venture : Cogéma Resources 70.5%, Denison Mines 25.0 %, OURD Canada 4,5 %)

Ce site contient des réserves de 13 000 t d’uranium à une teneur de 3,8 %. L’Atomic Energy Control Board a donné son accord au projet minier en 1998 [DiehlWeb 01].

BAKER LAKE, Territoires du Nord-Ouest (Cogéma Resources 16%, Urangesellschaft Canada 59%, Daewoo Corporation 1%).

Les réserves sont estimées à 15 000 t d’uranium à une teneur de 0,41% [DiehlWeb 01].

Les activités minières de la Cogéma sont menées dans le cadre de Cogéma Resources Inc.(USA), sa filiale à 100 %, qui est placée sous le contrôle opérationnel de Cogéma Resources Inc. (Canada). Par le biais de deux filiales à 100 %, Cogéma Minerals (Comin) et Pathfinder Mines Corporation (PMC), Cogéma Resources était opérationnelle dans le domaine de la lixiviation in situ de l’uranium au Wyoming et au Texas. Sur certains projets, elle travaillait en association avec une filiale d’EDF, la Malapai Resources Corporation. La production au Wyoming ne s’élevait qu’à 75 t en 1999 et a été stoppée en 2000. Les travaux de remise en état des autres sites miniers était en cours en 1999 [CogRa 99].

Cogéma Australie dispose de 7,5 % des parts de la société Energy Resources of Australia (ERA) (desquelles 6,2% via Urangesellschaft), qui exploite actuellement les gisements de Ranger dans le Territoire du Nord, et dispose d’une capacité de production d’environ 5 000 t/an d’uranium. [Comag v-vii.96]. ERA projetait d’exploiter le projet Jabiluka, qui est entouré du parc national de Kakadu, un site classé ‘patrimoine mondial’ par l’UNESCO. Pourtant, Rio Tinto, propriétaire majoritaire d’ERA, a mis un moratoire de 10 ans sur le projet [DiehlWeb 01].

Le groupe Cogéma détient le gisement Koongarra, au sud de Ranger, qui contient une réserve d’environ 12 000 t d’uranium à une teneur d’environ 0,7 %. En avril 2000, les populations aborigènes, initialement propriétaires du site, se sont opposées au développement de la mine sur leur territoire [DiehlWeb 01].

En 1996, Cogéma et Kazatomprom, un organisme d’Etat kazakh (anciennement appelé Katep), ont créé une entreprise commune, destinée à exploiter des gisements d’uranium autour de Muyumkum, au sud du Kazakhstan. En 1999, un décret gouvernemental a autorisé le transfert des permis miniers détenus par Kazatomprom à la société Katco, qui a pour actionnaires principaux Kazatomprom (50%) et Cogéma (40%), son exploitant. Sous réserve de la conclusion d’une Convention d’Etablissement, Katco devait construire une installation pilote pour traiter les solutions uranifères extraites par lixiviation in situ à partir de l’été 1999 [Comag xi-xii.98/i.99 et v-vi.99]. En 1996, Katco estimait à 700 t/an d’uranium la capacité nominale du centre de production en projet qui était également appelé « Moynkum » [NucF 26.viii.96].

En 1997 Cogéma et Gobigeo, une petite compagnie mongole de sondage, ont créé la société Cogegobi, détenue à 70 % par Cogéma et à 30 % par Gobigeo, qui mène un programme d’exploration dans trois zones, soit au total 13 000 km2 [Comag v-vi.99 ; CogRa 99].

La Cogéma procède à une première évaluation du gisement de Sugraly [CogRa 98; CogWeb 01].

Bien que la France ait très tôt été autosuffisante en uranium naturel, il lui a fallu attendre les années soixante pour avoir la capacité nécessaire pour l’enrichissement de l’uranium en quantités industrielles. Pour l’uranium enrichi destiné à ses réacteurs de recherche et aux réacteurs à eau légère, dont la construction a commencé en 1970, elle a dû se tourner vers d’autres pays, notamment les Etats-Unis.

Côté militaire, les Etats-Unis et la France ont signé un accord, le 7 mai 1959, autorisant la France à acheter de l’uranium enrichi pour la recherche sur les réacteurs des sous-marins. En 1967, l’usine « militaire » d’enrichissement de Pierrelatte a commencé à produire de l’uranium hautement enrichi pour le combustible des sous-marins et pour les têtes nucléaires. C’est cette année-là qu’ont été réalisés les premiers essais nucléaires utilisant de l’uranium hautement enrichi. Jusqu’à cette époque, la France utilisait le plutonium 239 comme matière fissile pour les essais et les bombes.

Pendant ses premières années de fonctionnement, l’usine de Pierrelatte n’a servit qu’à des fins militaires, mais dès 1972, elle a travaillé aussi bien pour EDF et des électriciens étrangers que pour les armées [CEARa 72]. En 1979, l’usine civile, Eurodif, située à Pierrelatte, et dont le propriétaire est un consortium international comprenant la Cogéma, a produit pour la première fois de l’uranium faiblement enrichi pour les centrales nucléaires. La capacité de production d’Eurodif correspond au renouvellement annuel en combustible de 100 réacteurs nucléaires, soit presque deux fois le parc français.

En dépit de son indépendance vis à vis de l’uranium militaire hautement enrichi et de l’uranium civil légèrement enrichi, la France ne s’est jamais décidée à devenir indépendante à l’égard de l’uranium « civil » moyennement ou hautement enrichi. Selon NuclearFuel, la Cogéma a fourni de l’uranium hautement enrichi (UHE) à Cerca, une société française de fabrication de combustible [NucF 25.viii.93], mais un responsable du CEA a signalé que le CEA n’a jamais permis l’utilisation d’UHE provenant de Pierrelatte dans ses réacteurs pour des raisons de déontologie [NucF 9.ix.96]. De son côté, la Cogéma a déclaré en 1987 qu’elle ne pouvait pas soutenir une concurrence financière avec le US DOE (Ministère de l’Energie des Etats-Unis) dans les domaines de l’enrichissement moyen et haut [NucF 29.vi.87]. Les clients du DOE n’ont payé que les UTS nécessaires à l’enrichissement au niveau désiré, et le DOE a remboursé le combustible irradié au client à concurrence de la fraction de matière fissile restant dans le combustible (même s’il n’avait pas l’intention de retraiter ce combustible).

L’US Nuclear Regulatory Commission (NRC - la Commission de Réglementation Nucléaire des Etats-Unis) affirmait, dans son « Rapport au Congrès sur l’état de l’uranium hautement enrichi exporté des Etats-Unis » de janvier 1993, que selon ses informations la France avait reçu directement des Etats-Unis ou par le biais d’un troisième pays, 9 133 kg d’UHE d’origine américaine. (L’Allemagne en a fourni 1 883 kg). Sur ce total, 4 104 kg étaient toujours en France fin 1992. Ces chiffres ne comprennent pas les stocks d’uranium non-irradié, signalés dans une annexe secrète du rapport.

La France a arrêté la production d’uranium hautement enrichi (UHE) au milieu de l’année 1996. Mais l’UHE est encore utilisé en France dans deux réacteurs de recherche, en dépit des efforts internationaux de non-prolifération destinés à réduire le taux d’enrichissement du combustible dans ce type de réacteur. Les caractéristiques et les performances de ces deux réacteurs, le Réacteur à Haut Flux (RHF) de l’Institut Laue-Langevin (ILL) et Orphée à Saclay, seraient trop affectées par l’utilisation de combustible à moins de 20% en uranium 235.

La France ne souffre pas d’un manque d’UHE destiné à des fins militaires. Le président J. Chirac et son ministre de la défense, en annonçant la fermeture de l’usine d’enrichissement de Pierrelatte, ont signalé que la France disposait d’un stock d’uranium hautement enrichi suffisant pour une cinquantaine d’années [LeMo 25-26.ii.96]. Pierrelatte aurait produit 20-30 t d’uranium de qualité militaire, alors que la France en a utilisé entre 7,4 t et 14,8 t dans ses têtes nucléaires, sans compter l’uranium des armes démantelées qui a été réutilisé. Ainsi, il resterait un stock d’environ 7 t d’UHE militaire au minimum, et peut-être plus de 20 t [Albright 97].

Pour ce qui concerne le domaine civil, la situation est plus tendue. Comme il a été précisé précédemment, la France a toujours obtenu des Etats-Unis une grande partie de l’UHE dont elle avait besoin pour des fins civiles, et elle a renvoyé le combustible irradié. La France gérait, en 1994, un stock de plus de 200 kg d’UHE civil non irradié, de provenance américaine. La plus grande partie était entreposée à la Cerca, qui stocke des matières nucléaires pour le compte d’autres institutions européennes [NucF 23.v.94, 6.xi.95]. Le CEA a déclaré qu’il ne restait en France en 1996 que peu d’uranium non irradié d’origine américaine [NucF 9.ix.96].

Les Etats-Unis exportent toujours de l’uranium enrichi à moins de 20 %. Mais en 1992, en raison de leur politique de non-prolifération, les Etats-Unis ont cessé d’exporter de l’UHE vers les pays signataires du traité Euratom. De plus, lorsque les programmes de retour des combustibles irradiés étrangers ont expiré - c’est-à-dire en 1998 pour l’UHE et en 1992 pour l’uranium enrichi à moins de 20 % -, ils ont cessé de reprendre ces combustibles. La France a alors été obligée de trouver de l’uranium hautement enrichi pour Orphée et le RHF, et le combustible irradié s’est entassé dans des piscines d’entreposage [CEAD 94].

Théoriquement, la France aurait pu récupérer l’UHE des combustibles des réacteurs de recherche retraités à Marcoule, mais la Cogéma ne voulait pas investir pour apporter les modifications nécessaires à l’usine UP1 [NucF 9.ix.96]. La France a obtenu pour le RHF une partie de l’uranium hautement enrichi et non irradié provenant du réacteur allemand THTR-300, arrêté en 1990. Puis, en avril 1996, la France a signé un accord avec la Russie sur la fourniture de 55 kg/an d’uranium enrichi à 93 % pour le RHF pendant neuf ans, et d’environ 125 kg pour le réacteur Orphée, soit un total d’environ 620 kg.

Ce n’est pas la première fois que le ministère de l’énergie nucléaire russe fournit de l’uranium hautement enrichi à Cerca [NucF 25.x.93, 17.vi.96, et 6.v.96]. Néanmoins, à cause de problèmes d’autorisation et d’administration internes à la Russie, l’UHE russe fut lent à arriver à destination. En novembre 1998, ILL a signé un accord avec le Gouvernement des Etats-Unis qui portait sur l’échange du combustible UHE du RHF contre un combustible à moins de 20 % d’uranium 235 dès que ce dernier serait disponible. En retour, les Etats-Unis ont promis de faciliter le transport de 69 kg d’UHE payé par ILL et entreposé à Oak Ridge, de continuer à fournir de l’UHE lorsque le besoin s’en ferait sentir, et si l’échange de combustible était effectué, de fournir de l’uranium faiblement enrichi.

Les Etats-Unis n’ont pas (encore) eu à tenir leur promesse, car la première cargaison d’UHE russe est arrivée en France le 29 décembre 1998. La Russie a envoyé 227,5 kg par avion civil, 55 kg pour chacune de trois années de l’exploitation du RHF et 62,5 kg, soit environ l’approvisionnement pour trois ans d’exploitation d’Orphée En contrepartie, la Russie a obtenu un droit de regard sur le programme de recherche du réacteur de Grenoble. De plus, cet envoi a permis à la Russie de rembourser à la France une dette de 19 millions de francs d’équipements scientifiques [NucF 11.i.99].

Le 13 mai 1996, le département de l’énergie des Etats-Unis a annoncé, dans un « Rapport de décision sur une politique de non-prolifération des armes nucléaires concernant le combustible nucléaire épuisé des réacteurs de recherche étrangers », avoir décidé de reprendre pendant treize ans encore les combustibles et cibles des réacteurs de recherche étrangers. Plus précisément, les Etats-Unis reprendraient éléments contenant de l’uranium enrichi aux Etats-Unis, ou étant constitué de matières à base d’aluminium en provenance des réacteurs Triga de la société américaine General Atomics.

Néanmoins, le CEA a retraité les combustibles uranium/aluminium MTR (Material Testing Reactor) provenant des installations Orphée et Siloé à UP1, peu avant la mise à l’arrêt de cette usine [CEAD 98]. De surcroît, la Cogéma propose actuellement de retraiter à La Hague le combustible uranium/aluminium irradié provenant des réacteurs d’étude des matériaux. Le retraitement peut être effectué par dilution du combustible MTR dans le combustible des réacteurs à eau ordinaire lui-même dissout. ILL et SCK/CEN ont tous deux signé des contrats de retraitement avec Cogéma, et ont déjà expédié des déchets à la Hague [NucF 17.iv.00]. La Hague a également reçu deux lots (0,15 t au total) de combustibles de réacteurs de recherche provenant d’Australie. La Cogéma a signé un contrat en 1999 avec l’Ansto (Australian Nuclear Science and Technology Organization) visant à retraiter 1300 éléments de combustible MTR provenant du réacteur Hifar de Lucas Heights, et peut-être aussi, à l’avenir, du successeur de ce réacteur. La Cogéma a également signé un contrat avec l’Université de Strasbourg.

La Cogéma entrepose à La Hague des combustibles provenant de divers réacteurs de recherche [NucF 1.v.00]. Début 2001, UP1 et UP2 n’avaient pas d’autorisation pour traiter ces combustibles. L’installation UP2-400 quant à elle, possède ce type d’autorisation, mais la DSIN a demandé de mettre fin à tout retraitement à UP2-400 courant 2001 [NucF 24.i.l00]. La Cogéma ne semble néanmoins pas avoir pris cette demande en compte.

En enrichissant l’uranium naturel, la France produit de l’uranium appauvri (UA) en grande quantité. Le stock français d’uranium naturel appauvri est toujours en augmentation en raison du fonctionnement continu de l’usine d’Eurodif et du fait que seule une infime fraction de l’UA produit est utilisée actuellement. L’industrie nucléaire affirme que l’UA est une matière valorisable, mais son avenir reste incertain.

Eurodif a enrichi 130 000 t d’uranium entre 1979 et 1989. L’installation a enrichi 16 268 t en 1998, 17 785 t en 1999, et 18 421 t en 2000 [DSIN 98, 99, 00]. Récemment, Eurodif a produit en dessous de sa capacité nominale à cause d’une saturation du marché de l’uranium enrichi. Si on estime que l’usine a enrichi environ 18 000 t/an en moyenne entre 1990 et 1999, elle aura enrichi en tout, fin 1999, quelque 310 000 t. Environ 85 % de l’uranium traité pour le combustible des réacteurs à eau pressurisé classique (3,25 % d’U235) devient de l’uranium appauvri. Donc Eurodif aurait déjà créé de l’ordre de 263 500 t d’uranium appauvri.

Le site de Pierrelatte est autorisé à entreposer 110 000 ou 120 000 t d’UF6 appauvri provenant d’Eurodif. Avant 2005, cette quantité doit être réduite à 50 000 t [DSIN 91].

Selon la Cogéma, l’usine W de Pierrelatte transforme l’UF6 provenant d’Eurodif en U3O8, plus stable que l’UF6 et en acide fluorhydrique pour une utilisation sur le site même ou pour la vente. Le Parc P19 de Pierrelatte entrepose 159 000 t d’U3O8 contenant 134 835 t d’uranium appauvri et le Parc P9 de Pierrelatte, entrepose peut-être 2 000 t d’U3O8 [voir Pierrelatte]. L’usine Cogéma de Miramas entrepose 12 000 t d’U3O8 [LePr 4.vi.91].

La Cogéma a été autorisée à entreposer 199 900 t d’U3O8 contenant environ 170 000 t d’uranium appauvri sur le site industriel de la société Simo à Bessines. La capacité d’entreposage d’U3O8 s’élève donc à environ 315 000 t d’uranium.

L’usine militaire de Pierrelatte, qui enrichissait à environ 93 % créait plus d’uranium appauvri par tonne d’uranium traitée - 211,671 kg par 212,672 kg traités, selon le CDRPC. En utilisant les chiffres de production déjà cités - entre 20 et 30 t UHE militaire - nous arrivons à une production de 4 233 à 6 350 t d’uranium appauvri. Le CEA et la Cogéma ont-ils utilisé tout cet uranium ? Les entreposages présentés ci-dessus sont seulement destinés à la production d’Eurodif.

Une partie de l’UA produit en France a été utilisée sous forme de métal dans les couvertures des réacteurs à neutrons rapides, dans les armements nucléaires et cinétiques et dans des projets spéciaux comme Starlette, un satellite de géodésie dont le cœur était constitué de 34,5 kg d’UA [DAM vii.75]. (Les Etats-Unis ont également été une source d’UA pour la fabrication d’armements cinétiques et de blindages francais [voir ci-dessous].)

Une autre partie est utilisée sous forme d’oxyde dans les combustibles Mox. Mais la portion de la production utilisée est faible. EDF estime qu’après l’an 2000, le Mox fabriqué pour son parc n’absorbera que 125 t/an d’UA [CNE 96] ; autrement dit, la fabrication de 135 t de Mox demande 125 t d’UA [WiseWeb 00].

Une dernière mais infime partie de l’UA est utilisée dans le combustible standard UO2, semble-t-il. L’UA provenant de l’enrichissement de l’uranium pour le combustible des REP contient encore de l’uranium 235 à hauteur de 0,25 % environ [Birraux 94]. Yves Coupin de Cogéma a confirmé en décembre 1998 que la Cogéma expédiait régulièrement de l’UA provenant d’Eurodif en Russie pour l’enrichissement. La quantité varie d’un mois sur l’autre mais représente « un très petit pourcentage » de l’UA produit par l’Eurodif, selon Coupin. L’enrichissement de l’UA, dit-il, fournit une preuve que l’UA est une matière réutilisable, n’est pas un déchet, est justifiée d’un point de vue économique, et aide la Russie à utiliser son excès de capacité d’enrichissement [NucF 28.xii.98].

La Cogéma a déclaré qu’elle avait l’intention d’enrichir l’uranium appauvri pour le combustible en France lorsque le prix de l’uranium naturel augmenterait de manière « significative » et quand elle disposerait d’autres moyens d’enrichissement. Elle utiliserait le procédé Silva (voir Enrichissement) si Silva était développé au niveau industriel. Pourtant, la décision a été prise d’arrêter le développement de Silva en France en faveur du perfectionnement de la centrifugation. Donc, si elle arrive à enrichir de l’uranium appauvri, la France à l’instar de la Russie, utilisera le procédé de centrifugation.

Selon la presse française, la France, imitant les Américains, aurait décidé dès le début des années 70, de fabriquer des projectiles à l’UA, et mis au point le procédé dans les années 1970-1974 [Bernard 95]. Cependant la documentation dont nous disposons ne commence qu’en 1979. En mai 1979, Transnuclear Inc. a demandé l’autorisation de transporter 126 t d’UA américain, principalement sous forme de lingots de métal, à la Cogéma, explicitement pour des projets civils [USNRC 79b] et en juin 1979, l’armée de terre américaine a demandé l’autorisation d’expédier 102,3 kg d’UA contenu dans 30 cartouches qui seraient utilisées par « le gouvernement français » pour des tirs d’évaluation [USNRC 79a]. D’autres autorisations d’exportation datent de 1989, 1990, 1991,et 1993, toutes concernant la défense. Celle de 1991 (XSOU8703) concernait l’exportation de 75 t de métal à la Cerca à Bonneuil, et celle de 1993 (XSOU8724), l’exportation de 1 000 t de métal à la Sicn à Annecy.

L’autorisation de 1989 (XUO8689), vers la Cerca, a porté sur des cylindres d’uranium et de titane provenant d’Aerojet Ordnance Tennessee, qui fabriquait des armements à l’uranium appauvri pour l’armée de terre américaine. Selon l’autorisation, Cerca était censée faire des essais dans le cadre d’un projet international de recherche et développement.

Pourquoi la France a-t-elle acheté cet uranium appauvri aux Etats-Unis alors qu’elle en a beaucoup en France ? Les raisons pourraient être des considérations financières, liées au prix proposé par la Cogéma. Une autre raison plus évidente pourrait être la forme utilisée : la plus grande partie de l’uranium appauvri acheté par la France était sous forme de métal. Quand la production de l’uranium métal à Malvési a été terminée, la France a perdu son installation la plus importante pour la conversion d’UF4 appauvri (provenant d’UF6 appauvri) en métal. Or il n’est pas possible d’utiliser le métal recyclé dans les projectiles. Au cours d’une table-ronde, en 1988, M. Ambolet de Bruyères-le-Châtel a annoncé que la Dam avait « 100 tonnes [d’uranium appauvri] sur les bras. Si vous avez un marché à proposer, nos prix défieront vraisemblablement toute concurrence ». G. Lemaire du SCPRI a alors répondu : « Vous n’avez pas eu d’appel d’offres des militaires qui font des obus flèches ? » Ambolet répondit : « Non, parce qu’ils exigent une grande pureté chimique et métallographique » [Compte 88].

Selon Bruno Barrillot, la France a utilisé environ 1000 t d’uranium appauvri pour la fabrication d’armements cinétiques, vraisemblablement les 1000 t qu’en novembre 1993 la NRC a autorisées Nuclear Metals a expédier vers le Sicn à Annecy. Le reste de l’uranium appauvri importé a pu être utilisé pour le développement et les essais des projectiles. Giat Industries a fabriqué deux modèles de munitions antichars: une munition de calibre 105 mm pour le canon F1 du char de combat AMX-30 et une munition pour le char Leclerc. Les pénétrateurs pour la munition du char Leclerc, au moins, ont été usiné à Annecy et le reste de la munition a été conçu et assemblé à l’Etablissement de Salbris. La production a probablement débuté en 1995. L’Etablissement de Salbris devrait fermer ses portes à la fin de 2000 ; mais l’usine d’Annecy conserve la capacité d’usiner l’uranium appauvri. Selon B. Barrillot, les munitions françaises n’ont été ni utilisées en combat ni exportées [Obsan #5, 00].