Enrichissement de l'uranium

L'enrichissement de l'uranium est le procédé consistant à augmenter la proportion d'isotope fissile dans l'uranium. L'opération la plus commune est l'enrichissement de l'uranium naturel en son isotope 235.



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  • ... L'enrichissement de l'uranium.... EnrichissementPar centrifugation on isole l'uranium 235 (U235) fissible de l'uranium 238 non-fissible.... (source : la-croix)

L'enrichissement de l'uranium est le procédé consistant à augmenter la proportion d'isotope fissile dans l'uranium. L'opération la plus commune est l'enrichissement de l'uranium naturel en son isotope 235. Par extension, l'enrichissement est aussi la teneur en matière fissile.

L'uranium naturel contient 0, 71 % d'uranium 235. Or pour provoquer une réaction de fission nucléaire dans les réacteurs à eau pressurisée, il faut disposer d'un uranium qui contienne entre 3 et 5 % de l'isotope 235. Les deux isotopes 235U et 238U ayant les mêmes propriétés chimiques, on se base sur leur seule différence physique, les trois neutrons d'écart, qui expliquent une légère différence de masse atomique.

L'enrichissement de l'uranium est à la base des filières de réacteurs électrogènes à eau ordinaire (REP et REB). Cette technologie fonde aussi le développement des armes atomiques à l'uranium enrichi.

Classification de l'uranium selon son enrichissement

Uranium naturel

L'uranium naturel (en anglais natural uranium — NU) a une teneur en uranium 235 de 0, 71 %.

L'uranium naturel a été employé dans les premières générations de réacteurs nucléaires : le premier réacteur nucléaire, réalisé par Enrico Fermi à l'université de Chicago, était un empilage de blocs de graphite et d'uranium naturel (d'où le nom de "pile atomique" qui lui est resté). Industriellement, les premiers réacteurs ont été réacteurs à l'uranium naturel : réacteur B, D et F de Hanford, qui produisirent le plutonium indispensable au projet Manhattan, puis les réacteurs civils CANDU au canada, Magnox en grande bretagne, filière UNGG en France.

Uranium un peu enrichi

L'uranium un peu enrichi (en anglais, Slightly enriched uranium - SEU) a une concentration de 235U comprise entre 0, 9% et 2%. Il se classe par conséquent parmi l'uranium faiblement enrichi (0, 71% à 20%, voir plus bas).

Cette qualité d'enrichissement est conçue pour remplacer l'uranium naturel comme combustible dans certains types de réacteur à eau lourde, comme les réacteur CANDU. Un léger enrichissement permet d'optimiser les coûts, parce que le chargement demande en conséquence moins d'uranium. Ceci diminué la quantité de combustible consommé, et le coût ultérieur de gestion des déchets. L'uranium de retraitement (URT) est issu du traitement des combustibles UOX irradiés. Son enrichissement est de l'ordre de 1% et sa composition isotopique est plus complexe (présence notable d'uranium 234). L'uranium ré-enrichi (URE) est de l'uranium de retraitement qui a subi une nouvelle étape d'enrichissement, l'amenant à une teneur en uranium 235 de quelques pourcents.

L'uranium retraité (en anglais, Recovered uranium - RU) est un type d'uranium un peu enrichi. Il est produit dans les cycles de réacteur à eau légère : le combustible nucléaire usagé de ces filières contient au final une proportion d'U-235 supérieure à la teneur naturelle, et est parfois utilisé dans les réacteurs qui consomment de l'uranium naturel ou un peu enrichi.

Uranium faiblement enrichi

Du point de vue de la réglementation internationale, l'uranium dont l'enrichissement en 235U reste inférieur à 20% est dit faiblement enrichi. C'est surtout le cas de l'uranium destiné au combustible nucléaire des centrales électrogènes.

L'uranium faiblement enrichi (en anglais, Low-enriched uranium - LEU) est typiquement utilisé à des taux d'enrichissement de 3 à 5 % dans des réacteur à eau légère, le type de réacteur le plus courant dans le monde. Des réacteurs de recherche utilisent des taux d'enrichissement allant de 12% à 19.75%, cette dernière concentration à la limite réglementaire étant utilisée comme produit de substitution pour faire fonctionner des réacteurs originellement conçus pour de l'uranium hautement enrichi.

L'uranium de retraitement (URT) est issu du traitement des combustibles UOX irradiés. Son enrichissement est de l'ordre de 1% et sa composition isotopique est plus complexe (présence notable d'uranium 234). L'uranium ré-enrichi (URE) est de l'uranium de retraitement qui a subi une nouvelle étape d'enrichissement, l'amenant à une teneur en uranium 235 de quelques pourcents.

Uranium hautement enrichi

Au-delà d'une concentration en 235U supérieure à 20%, l'uranium est reconnu comme "hautement enrichi" (en anglais, Highly enriched uranium - HEU) par les conventions internationales.

Cette qualité d'uranium est utilisée dans certains types de réacteur à neutrons rapides comme les réacteurs de motorisation de porte-avions dits "à propulsion nucléaire", à des taux pouvant être compris entre 50% et 90%. Le réacteur civil Fermi-1 fonctionne ainsi à un taux d'enrichissement nominal de 26.5%.

Le stock mondial d'uranium hautement enrichi était de l'ordre de 2 000 tonnes en 2000 (à comparer aux 2 300 000 tonnes d'uranium produites au total dans le monde).

Uranium de qualité militaire

Lingot d'uranium de qualité militaire

Bien que la limite fixée par la réglementation internationale soit de 20%, la teneur en isotope 235 (ou 233) indispensable en pratique pour des applications militaires dépasse 85%. Pour des taux d'enrichissement de l'ordre de 80 à 90%, l'uranium hautement enrichi est dit de qualité militaire. Il est utilisable pour fabriquer une arme nucléaire.

La masse critique indispensable pour un uranium enrichi à 85% est de l'ordre de 50 kilogrammes. Il est envisageable de fabriquer des bombes atomiques avec des taux d'enrichissement plus faibles, jusqu'à 20% (voire moins, selon certains auteurs), mais cette possibilité est assez théorique : la masse critique indispensable est d'autant plus grande que le taux d'enrichissement est plus faible. Lorsque le taux d'enrichissement est plus faible, la présence d'238U inhibe la réaction en chaîne, ce qui s'ajoute à l'effet de dilution de l'235U. Il est théoriquement envisageable de diminuer la masse critique indispensable avec des réflecteurs à neutron, et/ou en faisant imploser la charge, mais ces techniques ne sont en pratique accessibles qu'à des pays qui ont déjà une expérience suffisante dans la conception d'armes atomiques.

Uranium appauvri

Le résidu de l'enrichissement est de l'uranium appauvri dont la teneur en 235U est de l'ordre de 0, 2 à 0, 3%. L'uranium appauvri est utilisé dans la fabrication du combustible MOX pour les REP ou les RNR et a d'autres utilisations marginales (obus, lests... ). La majorité de la production est stockée car il contient de l'uranium 238 (pour plus de 99, 3%), isotope fertile susceptible d'être employé dans des filières à surgénérateur.

Procédés d'enrichissement

Il existe plusieurs méthodes d'enrichissement. Toutes reposent sur la légère différence de masse entre uranium 235 et 238, à l'exception de la séparation par laser qui exploite les différences de spectre électromagnétique. Toutes aussi nécessitent la mobilité des atomes individuels, par conséquent l'utilisation d'uranium sous forme de vapeur, de gaz d'hexafluorure d'uranium UF6 ou alors de liquide pour la diffusion thermique.

Actuellement, les procédés de diffusion gazeuse et de centrifugation dominent le marché, avec une transition vers la seconde, nettement moins énergivore. La diffusion thermique et la séparation électromagnétique appartiennent au passé, alors que les procédés de séparation chimique ou par laser sont toujours à l'étude.

Diffusion thermique

Schéma de principe de la séparation isotopique dans le Calutron. Un fort champ magnétique dévie le faisceau d'ions d'uranium, la concentration en U-235 étant finalement plus forte sur la bordure interne du faisceau.

La diffusion thermique utilise le transfert de chaleur à travers une fine couche de liquide ou de gaz pour obtenir une séparation isotopique. Le procédé se fonde sur le fait que les molécules de gaz comportant des atomes de 235U, légèrement plus légères, tendent à diffuser vers les surfaces plus chaudes, tandis que les molécules à base de 238U, comparativement plus lourdes, tendent à diffuser vers une surface froide.

Ce procédé a été employé historiquement à l'usine S-50 à Oak Ridge (Tennessee, États-Unis), au cours de la Deuxième Guerre mondiale, comme première étape d'enrichissement avant une séparation isotopique électromagnétique. Le procédé a été abandonné depuis au profit de la diffusion gazeuse.

Séparation électromagnétique

Dans le procédé de séparation électromagnétique (en anglais electromagnetic isotope separation process - EMIS), l'uranium métallique est vaporisé, puis ionisé. Les cations ainsi produits sont accélérés, puis déviés par un champ magnétique. La différence de masse entre les isotopes 235 et 238 crée une différence dans le rapport de la charge électrique sur la masse. Le flux de ions est accéléré par un champ électrique et dévié par un champ magnétique. La différence sur le rapport e/m conduit à une déviation différentielle qui permet d'enrichir l'uranium.

Article détaillé : Spectrométrie de masse.

Projet Manhattan. L'uranium enrichi de la première bombe atomique (Little Boy) a été obtenu par séparation électromagnétique, en utilisant un spectromètre de masse de taille industrielle, le calutron ; Cette méthode, assez inefficace, a été beaucoup abandonnée depuis.

Diffusion gazeuse

Ce procédé est basé sur la différence de masse, particulièrement faible, existant entre les molécules d'hexafluorure d'uranium 235, plus légères que celles d'hexafluorure d'uranium 238. En les faisant filtrer à travers des membranes adaptées, on arrive en multipliant suffisamment le nombre de cycles à obtenir de l'uranium enrichi.

La diffusion gazeuse requiert à peu près 60 fois plus d'énergie que le procédé d'ultracentrifugation, soit 6 % de l'énergie qui sera finalement produite avec l'uranium enrichi résultant.

C'est une méthode utilisée depuis la guerre froide, qui tend actuellement à être remplacée par des procédés moins coûteux.

Centrifugation

Centrifugeuse de type Zippe
Ultracentrifugation

Ce procédé consiste à utiliser des centrifugeuses tournant à particulièrement grande vitesse. Les molécules les plus lourdes (238UF6) se retrouvent projetées à la périphérie, tandis que les plus légères (235UF6) migrent vers le milieu de la centrifugeuse. Comme pour la diffusion gazeuse, le traitement doit être appliqué de nombreuses fois pour obtenir un enrichissement suffisant. Les centrifugeuses sont par conséquent montées en cascades, le gaz passant de l'une à la suivante en augmentant progressivement sa teneur.

Centrifugeuse Zippe

La centrifugeuse Zippe est une variante de la centrifugeuse standard, où le bas du cylindre en rotation est chauffé, ce qui crée des courants de convections qui tendent à entraîner l'U235 vers le haut, où il est collecté. Cette technologie a été employée au Pakistan, et peut-être en Corée du Nord.

Enrichissement par flux laminaire
Schéma de principe de l'enrichissement par séparation de flux

L'enrichissement par séparation de flux utilise la force centrifuge créée dans un gaz suivant à grande vitesse une trajectoire courbe à faible rayon. Le principe de la séparation (le gradient de pression dû aux différences de masses moléculaires) est le même que dans l'ultracentrifugation, l'avantage du système étant d'éliminer les pièces mécaniques mobiles. L'effet est perfectionné en diffusant l'hexafluorure d'uranium dans de l'hydrogène ou de l'hélium, ce qui perfectionne la vitesse du flux sans freiner la diffusion de UF6 dans la veine gazeuse. Ce procédé a été développé en Afrique du Sud, et une usine expérimentale a été construite au Brésil. Cependant, il n'est pas employé à échelle industrielle, du fait de sa grande consommation énergétique.

Séparation chimique

Le procédé Chemex : un procédé chimique, qui consiste en des échanges répétés entre une phase aqueuse d'uranium trivalent et une phase organique d'uranium tétravalent. L'enrichissement se fonde sur l'idée que la vitesse de réaction chimique n'est pas rigoureusement la même pour les deux isotopes. [réf.  nécessaire] Les solutions sont préparées en utilisant l'uranium naturel et non l'UF6. Cette technologie n'est pas arrivée à une maturité suffisante pour être développée.

Séparation par laser

La Séparation Isotopique par Laser sur la Vapeur Atomique de l'uranium (SILVA) joue sur la légère différence de spectre électromagnétique entre l'U-235 et l'U-238, due à ce que l'environnement des électrons externes n'est pas particulièrement le même dans les deux atomes. En ajustant convenablement la fréquence de la lumière excitatrice, il est alors envisageable d'exciter sélectivement l'un ou l'autre isotope, jusqu'à arracher l'électron externe et ioniser l'atome.

Dans cette technique, l'uranium métal est vaporisé, et des faisceaux laser éclairent cette vapeur et ionisent sélectivement l'uranium 235, qui est collecté sur des plaques chargées négativement. L'uranium 238, toujours neutre, se condense sur le toit du séparateur. Cette technologie est l'objet d'études [1] mais n'est pas encore arrivée à une maturité suffisante pour être développée à des fins industrielles.

Applications industrielles

Usine d'enrichissement de Paducah (États-Unis)

En 2001, les capacités mondiales d'enrichissement s'élevaient à 50 millions d'UTS par an, réparties sensiblement à parité entre les deux technologies.

La technologie de diffusion gazeuse équipe l'usine française du Tricastin - Georges Besse (10, 8 millions d'UTS/an) mais aussi l'usine américaine de Paducah (11, 3 millions d'UTS/an) et l'usine chinoise de Lanzhou (0, 45 million d'UTS/an). Le fonctionnement à pleine capacité de l'usine Georges Besse utilise la puissance de trois des quatre réacteurs du site du Tricastin[2].

La technologie d'ultra-centrifugation est employée en Allemagne (Gronau : 1, 3 million d'UTS/an), au Japon (Rokkasho   (en)  : 1, 05 millions d'UTS/an), dans les Pays-Bas (Almelo : 1, 5 million d'UTS/an), dans la Fédération de Russie (4 usines pour un total de 20 millions d'UTS/an), au Royaume-Uni (Capenhurst : 2 millions d'UTS/an) ainsi qu'en Chine (Shaanxi : 0, 45 millions d'UTS/an) qui dispose des deux technologies. L'usine russe de Seversk a la particularité de pouvoir ré-enrichir l'uranium de retraitement. Cette technologie est aussi à la base du projet de l'usine Georges Besse II qui doit remplacer la première usine d'enrichissement d'Eurodif à sa fermeture, prévue en 2020.

Notes et références

  1. Actualité de Global Laser Enrichment (GLE), filiale de GE Hitachi Nuclear Energy ; http ://www. ge-energy. com/prod_serv/products/nuclear_energy/en/gle_main. htm
  2. L'épopée de l'énergie nucléaire - Une histoire scientifique et industrielle (page 75)  ; Paul Reuss ; Collection Génie atomique ; EDP science ; 2007 ; (ISBN 978-2-86883-880-3)

Voir aussi

Liens externes

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La version présentée ici à été extraite depuis cette source le 09/12/2010.
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