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Le retraitement de chaque tonne de combustible standard REP produit presque une tonne d’uranium de retraitement (URT), 960 kg pour être précis. La Hague retraite actuellement environ 1 600 t de combustible par an et il nous est impossible de connaître précisément la destination finale de la totalité de l’URT.
La France possède actuellement trois usines destinées à la conversion du nitrate d’uranyle : TU2 et TU5 de Cogéma, ainsi que les Ateliers pilotes de Comurhex.
Elles peuvent transformer un total de 3 000 t/an environ en U308, en UO2 ou en UF4, mais ces installations ne sont pas suffisantes pour le traitement d’UF4 en grande quantité.
Il n’existe aucune installation française pour la conversion à grande échelle de l’UF4 provenant du retraitement en UF6 (hexafluorure d’uranium). Les Ateliers pilotes de Comurhex n’en convertissent qu’environ 350 t/an. Selon un document publicitaire de 1994, la “ construction prochaine à Comurhex [d’une unité] pour la transformation de l’UF4 (de retraitement) en UF6 dans la perspective d’un nouvel enrichissement ” était prévue [Cogéma 94b]. Cependant, aucun projet précis n’a été annoncé.
Il manque aussi une installation d’enrichissement pour l’URT. A ce jour, l’UF6 à base d’URT est exporté pour l’enrichissement. En 1996, la Commission Nationale d’Evaluation relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs (CNE) a demandé où l’enrichissement de l’uranium de retraitement serait pratiqué. EDF aurait répondu à cette demande par ce que la CNE a qualifié d’ “ éclaircissement de l’EDF sur la gestion du combustible irradié ” [CNE 97]; mais la CNE ne semble avoir publié aucune réponse dans ses rapports. Un article concernant Silva, dans la RGN, évoque un “’réenrichissement’ éventuel en U5 soit à Tomsk, en Russie, soit à l’usine Urenco d’Almélo aux Pays-Bas ” [RGN v-vi.99]. Ces deux usines de centrifugation seraient en effet adaptées au ‘réenrichissement’ de l’URT.
L’usine FBFC de Romans-sur-Isère dispose d’une chaîne de fabrication de combustible pour réacteurs à eau pressurisée consacrée à l’URT. Cependant, la capacité se situe seulement aux environs de 200 t d’uranium par an.
HISTOIRE DE LA CONVERSION EN FRANCE
Entre 1960 et 1983, l’usine Comurhex de Malvési a converti 17 500 t d’URT sous forme de nitrate d’uranyle, issu du combustible des réacteurs graphite-gaz retraité à Marcoule [CLES 25.v.93]. Le Bouchet semble avoir également converti le nitrate d’uranyle provenant desréacteurs graphite-gaz avant sa mise à l’arrêt en 1970. Il est probable que la plus grande part du nitrate d’uranyle converti ait été transformé en métal, pour réutilisation dans le combustible graphite-gaz, peut-être après que l’URT ait été enrichi à Pierrelatte au niveau de la teneur de l’uranium naturel (0,7% environ). Nous ignorons la destination du nitrate d’uranyle provenant des combustibles graphite-gaz retraités à Marcoule depuis 1983.
Le nitrate d’uranyle provenant du retraitement des combustibles des réacteurs à eau légère a été converti, pour la plus grande part au moins, à Pierrelatte. Les ateliers pilotes de Comurhex ont converti environ 2 000 t d’uranium provenant des combustibles à eau légère retraités à La Hague entre 1976 et 1990 [Durand 91], et ils sont encore en service. L’atelier TU2 de la Cogéma a également converti du nitrate d’uranyle provenant du combustible eau légère.
Une partie du tonnage qui a été converti appartient à l’EDF, mais Comurhex convertit également le nitrate d’uranyle de clients étrangers. Avant 1994, les ateliers pilotes ont converti l’URT en provenance de l’usine allemande de Karlsruhe.
En 1989, la société Urep a signé des contrats avec les compagnies Tokyo et Kansai Electric Power Co, portant sur la conversion en U308 du nitrate d’uranyle issu de La Hague. D’autres sociétés japonaises ont, semble t-il, également demandé à bénéficier de services de conversion [NucF 1.v.89].
Depuis 1974, les contrats de retraitement ont pris en compte la destination du nitrate d’uranyle. “ La société [pour laquelle on retraite le combustible] a l’option de faire le nécessaire pour récupérer le nitrate d’uranyle ou de demander au retraiteur de faire transporter le nitrate d’uranyle.” Si la société n’en a pas les moyens, “ le retraiteur est autorisé, après consultation de la société, à convertir le nitrate d’uranyle en une autre forme chimique aux frais de la société. La société garde le droit de demanderau retraiteur d’assurer l’entreposage du nitrate d’uranyle dans les installations du retraiteur ” [Cogéma 78].
En 1995, Cogéma entreposait déjà “ plusieurs milliers de tonnes ” d’URT appartenant à ses clients [NucF 9.x.95]. Puisque les clients étrangers de Cogéma ne se précipitent pas pour utiliser du combustible URT, ce stock semble destiné à augmenter.
PERSPECTIVES
En 1995, EDF annoncait que sa “ stratégie (...) vise à recycler tout l’uranium extrait en même temps que le plutonium par les opérations de retraitement ”[SFEN 95]. EDF projette de retraiter 850 t/an de combustible, qui génèrent 820 t d’URT [Estève 94]. A partir des 820 t d’URT enrichies, on génère 110 t d’URE légèrement enrichi et 710 t d’URT appauvri [Coeytaux 00].
En 1986, EDF a chargé 8 assemblages d’URE (4 purs et 4 dilués) dans le réacteur Cruas 4. L’électricien a depuis augmenté l’utilisation d’URE, mais il ne l’utilise actuellement qu’à Cruas. En 1999, selon la DSIN, Cruas 3 et 4 avaient été chargés avec ce combustible [DSIN 99].
La politique d’EDF visant à augmenter le taux d’irradiation du combustible entre en conflit avec la politique d’utilisation de l’URT. En effet, plus le taux d’irradiation est élevé, plus l’uranium provenant du combustible retraité sera contaminé en U234 et U236. Le procédé Silva pourrait répondre partiellement à ce problème car il créerait un produit enrichi, pour la plus grande part sans isotopes d’uranium autres que l’U235.
Un autre débouché pour l’URT, hormis son utilisation dans le combustiblestandard pour réacteurs à eau pressurisée, serait son utilisation dans le Mox. Le Mox peut effectivement être fabriqué avec de l’URT, mais, comme le notent les responsables du service combustible d’EDF, “ pour l’instant, nous n’envisageons pas de mélangercet uranium, qui en réalité est encore légèrement enrichi, avec du plutonium, car nous voulons éviter de superposer les problèmes de radioprotection dans l’usine Mox ” [SFEN 95].
Du point de vue économique, la réutilisation de l’uranium ne sera avantageuse que si le prix du minerai augmente de manière significative. La conversion et la fabrication du combustible coûtent plus cher pour l’URT que pour l’uranium ordinaire. Les coûts d’enrichissement sont semblables parce que la nécessité de sur-enrichir l’uranium et de prendre des mesures de protection annulent pratiquement le bénéfice apporté par le fait que l’URT est plus riche en uranium 235 que l’uranium naturel [BNFL 94 ; Castaing 81-82]. (L’URT est habituellement enrichi à 3,6-4,2% pour contrebalancer l’absorption neutronique de l’uranium 234 et 236 [RGN iii-iv.96-Takagi 99].)
La Commission Castaing a noté, concernant les coûts, que “ l’introductiondes nouvelles données relatives au recyclage pourrait montrer qu’il est préférablede réduire le taux de rejet [dans l’usine d’enrichissement] plutôt que de recycler ” [Castaing 81-82].
Que l’on réutilise ou non l’uranium, l’extraction de l’uranium du combustible irradié ne contribue pas à une meilleure gestion des déchets.
S’il n’est pas réutilisé, il faut le stocker. L’U3O8 est plus stable que le nitrate d’uranyle (UO2(NO3)2) mais encore fortement irradiant. La Cogéma dispose à Pierrelatte de parcs de stockage pour l’U3O8 URT d’une capacité d’environ 10 000 t, soit l’équivalent d’environ seulement cinq ans de production de TU5. Entre 1995 et 1999, environ 1 500 t d’URT sont sorties de La Hague chaque année. En 1981-82, la Commission Castaing a souligné que, « quelle que soit l’option choisie, il sera nécessaire d’étudier les conditions de stockage de l’uranium de retraitement et d’évaluer le coût du stockage de ce déchet ».
La production du combustible standard à partir d'URE pour les réacteurs à eau pressurisée produit des déchets radioactifs tout au long de la chaîne, y compris de l’uranium appauvri provenant des usines d’enrichissement. En 1996, en effet, la CNE a demandé quels seraient les déchets générés dans le cas d’une réutilisation de l’URT, et, en particulier, quelle gestion serait prévue pour le rejet de tonnes d’uranium associées à ce recyclage au niveau de l’usine de réenrichissement. L’uranium appauvri provenant de l’enrichissement de l’URT à l’étranger restera-t-il toujours à l’étranger ? [CNE 96].
WISE-Paris a calculé que, fin 2000, le retraitement du combustible UNGG et du combustible classique pour REP avait fourni environ 26 550 t d’URT au total (dont 18 200 t pour la France), dont 1 565 t avaient été envoyés à une usine d’enrichissement. Des 1 565 tonnes, 210 tonnes avaient été transformées en URE, et avaient été mis sous forme d’assemblages de combustibles, le reste étant de l’uranium appauvri. « Le taux de ‘recyclage’ de l’uranium séparé du combustible irradié [c’est à dire l’URT] attribué à la France reste de l’ordre de 10 % », mais « Le taux de recyclage de l’uranium contenu dans le combustible français [irradié, retraité ou non] dépasse à peine les 5 % » a indiqué WISE-Paris [Wise 00, Web].
Les produits finaux à base d’URT, combustible Mox ou combustible standard pour réacteurs à eau pressurisée, deviendront une fois irradiés eux-mêmes des déchets officiels, puisque l’utilisation de l’uranium une troisième fois (sinon une deuxième fois) est dépourvue d’intérêt. La Commission Castaing a noté que « la teneur élevée en uranium 236, augmentée d’un facteur 3,2 par les opérations d’enrichissement, conduit à ne recycler qu’une seule fois l’uranium récupéré lors du retraitement » [Castaing 81-82]. A ce jour, EDF n’a pas l’intention de retraiter les combustibles à base d’URE [CNE 96] bien qu’au 31 mai 2001, 17,9 t d’URE étaient entreposées à La Hague.
--actualisé 29/8/01
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