Rapport CAS Technologies competitives - D'Dline 2020

Le nucléaire
Historiquement, la France a développé les procédés d’enrichissement par diffusion
gazeuse et a mis en service à la fin des années 1970, avec ses partenaires européens
(Belgique, Espagne, Italie) dans le cadre de la société Eurodif, une capacité
d’enrichissement industrielle, basée sur le procédé de diffusion gazeuse, à des fins
civiles et pour des besoins européens. Cette usine d’une capacité allant jusqu’à
10 millions d’UTS/an, qui doit être arrêtée en 2012, a produit de l’ordre de 200 millions
d’UTS, permettant de couvrir les besoins français et globalement 25 % du marché
mondial.
Suite à la signature d’un accord commercial signé entre AREVA et Urenco complété par
un accord intergouvernemental entre les États propriétaires de la technologie (Pays-
Bas, Allemagne et Royaume-Uni) et la France, AREVA a pu acquérir 50 % d’ETC, qui
conçoit et fabrique les centrifugeuses, bénéficie du droit d’utiliser la technologie de
centrifugation dans l’usine Georges Besse II sur le site du Tricastin et développe ainsi
aujourd’hui ses capacités d’enrichissement sur les bases d’un procédé et d’une
technologie qui sont reconnues comme les plus performants au monde actuellement.
La première cascade de centrifugeuses de l’usine Georges Besse II a été mise en
service en avril 2011. La capacité nominale de production de cette usine sera atteinte
en 2016 avec 7,5 millions d’UTS/an. L’usine Georges Besse II permet d’assurer la
pérennité d’une capacité d’enrichissement compétitive jusqu’en 2050.
Même si leur situation est différente, deux des trois autres acteurs vont devoir
renouveler tout ou partie, selon les cas, de leur outil de production (Rosatom et
USEC). D’ici 2020, ce sont ainsi près de 50 % des capacités aujourd’hui installées
(avec AREVA) qui devront être renouvelées, l’industrie de l’enrichissement de
l’uranium est donc une industrie en cours de reconstruction.
Un nouveau procédé d’enrichissement par laser de l’UF 6
est en cours de
développement par GLE (association de General Electric, Hitachi et Cameco), qui a
acquis en 2006 la technologie de l’entreprise australienne Silex Ltd. Les essais
réalisés en 2009 et 2010 ayant été satisfaisants, GLE a annoncé qu’une usine pourrait
être opérationnelle à la fin de la décennie à condition que la faisabilité commerciale
soit démontrée. Les procédés de séparation isotopique par laser pourraient présenter
certains avantages : très sélectifs, ils permettraient d’envisager un enrichissement en
peu d’étapes pour atteindre la teneur en 235 U requise pour le fonctionnement des
réacteurs électrogènes avec des rejets ne contenant qu’une faible fraction de 235 U 1 .
3.5. Les assemblages de combustible
Les assemblages de combustible constituent le cœur du réacteur, endroit où se
déroule la fission nucléaire qui produit l’énergie. Ils contribuent à la sûreté du réacteur
en assurant le confinement des produits radioactifs de fission dans une gaine étanche
en alliage de zirconium. Cette gaine constitue la première barrière de confinement. La
quasi-totalité des combustibles pour réacteurs à eau légère est à base d’uranium
enrichi (3 % à 5 % d’uranium 235). Dans certains pays, notamment en France, on
fabrique aussi des combustibles à base d’oxyde mixte d’uranium et de plutonium
UO 2
-PuO 2
(MOX) permettant de recycler le plutonium.
(1) Cette sélectivité pourrait faciliter le multi-recyclage de l’uranium dans les réacteurs à eau légère.
Centre d’analyse stratégique - 85 - Août 2012
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