Rapport de l'ASN 2017

380 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2017 Chapitre 13  - Les installations du cycle du combustible nucléaire L e cycle du combustible nucléaire débute avec l’extraction du minerai d’uranium et s’achève avec le conditionnement, en vue de leur stockage, des divers déchets radioactifs provenant des combustibles usés. En France, toutes les mines d’uranium étant fermées depuis 2000, le cycle du combustible concerne les étapes permettant la fabrication du combustible puis son traitement à l’issue de son utilisation dans les réacteurs nucléaires. Les exploitants des usines du cycle font partie soit du groupe Areva, soit du groupe EDF (Framatome anciennement Areva NP) * : Areva NC exploite Mélox à Marcoule, les usines de La Hague, certaines usines du Tricastin (Comurhex, TU5, W, Atlas, Parcs uranifères du Tricastin, P35), ainsi que Malvési (qui est une installation classée pour la protection de l’environnement – ICPE), la société d’enrichissement du Tricastin exploite l’usine Georges Besse II (GB II), Framatome exploite Romans-sur-Isère (ex-FBFC et ex-Cerca). L’ASN contrôle la sûreté de ces installations industrielles, qui manipulent des substances radioactives comme de l’uranium ou du plutonium et présentent des enjeux de sûreté spécifiques, notamment des risques radiologiques associés à des risques toxiques. L’ASN contrôle la cohérence globale des choix industriels faits en matière de gestion du combustible qui pourraient avoir un impact sur la sûreté. Dans ce cadre, l’ASN demande périodiquement qu’EDF apporte, en liaison avec les industriels du cycle du combustible, les éléments démontrant la compatibi- lité dans la durée des évolutions des caractéristiques des combustibles et de leur gestion avec les évolu- tions des installations du cycle et des transports associés. EDF transmet un dossier dit « Impact cycle » pour répondre à cette demande. 1. Le cycle du combustible Le minerai d’uranium est extrait, puis purifié et concentré sous forme de « yellow cake » sur les sites miniers. Le concentré solide est ensuite transformé en hexafluorure d’uranium (UF 6 ) à la suite d’opérations de conversion. Ces opérations sont réalisées par les établissements Comurhex de Malvési et du Tricastin appartenant à Areva NC. Les installations concernées –  qui sont réglementées au titre de la législation des ICPE – mettent en œuvre de l’uranium naturel dont la teneur en uranium-235 est de l’ordre de 0,7 %. La plupart des réacteurs électronucléaires dans le monde uti- lisent de l’uranium légèrement enrichi en uranium-235. La filière des réacteurs à eau sous pression (REP) nécessite, par exemple, de l’uranium enrichi entre 3 % et 6 % en isotope 235. En France, l’enrichissement de l’hexafluorure d’uranium (UF 6 ) est réalisé par ultracentrifugation dans l’usine Georges Besse II au Tricastin. Puis, cet UF 6 enrichi est transformé en oxyde d’uranium sous forme de poudre dans l’usine Framatome de Romans-sur-Isère. Les pastilles de combustible fabriquées avec cet oxyde sont introduites dans des gaines pour constituer des « crayons », lesquels sont réunis pour former les assemblages de combus- tible. Ces assemblages sont alors introduits dans le cœur des réacteurs où ils délivrent de l’énergie, notamment par fission des noyaux d’uranium-235. Après une période d’utilisation de l’ordre de trois à quatre ans, le combustible usé est extrait du réacteur pour refroidir en piscine, d’abord sur le site même de la centrale où il a été mis en œuvre, puis dans l’usine de retraitement Areva NC de La Hague. Dans cette usine, l’uranium et le plutonium des combustibles usés sont séparés des produits de fission et des autres éléments transuraniens 1 . L’uranium et le plutonium sont conditionnés puis entreposés en vue d’une réutilisation ultérieure. Cependant, l’uranium issu de ce retraitement n’est plus utilisé à ce jour pour produire de nouveaux combustibles. Les déchets radioactifs produits par ces opérations sont stockés en surface, pour les moins actifs d’entre eux, les autres sont entreposés dans l’attente d’une solution définitive de stockage 2 . Le plutonium issu du traitement des combustibles d’oxyde d’uranium est utilisé dans l’usine Areva NC de Marcoule, dite « Mélox », pour fabriquer du combustible MOX (mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium) qui est utilisé dans des réacteurs électronucléaires de 900 MWe en France. Les combustibles nucléaires MOX ne sont pas retraités après avoir été utilisés par les réacteurs. Ils ne le seraient que dans l’hypothèse où de futurs réacteurs à neutrons rapides seraient mis en service. Depuis l’arrêt du réacteur Superphénix en 1996, aucun industriel n’a à ce jour engagé de démarche officielle en vue de construire un tel réacteur (voir chapitre 12). Le CEA étudie un prototype de réacteur à neutrons rapides dénommé Astrid (voir chapitre 14). Dans l’attente de leur retraitement ou de leur stockage, les combustibles MOX irradiés sont donc entreposés dans l’usine de La Hague. Les principaux flux liés au cycle du combustible sont présen- tés dans le tableau 1. 1 . Les transuraniens sont les éléments chimiques qui sont plus lourds que l’uranium. 2 . L’entreposage est temporaire tandis que le stockage est définitif. * Voir point 3.3 du présent chapitre sur la réorganisation