Traitement de l’uranium

Concentration de l’uranium

Drum filled with yellowcake
Fût rempli de « yellowcake ».

Après son extraction, le minerai est transporté à une usine de concentration située à proximité. La première étape consiste à broyer le minerai et à le mélanger avec de l’eau pour le faire circuler à travers une série de circuits dans l’usine. Après le broyage, on traite le minerai à l’acide dans de grands réservoirs pour séparer l’uranium des autres minéraux présents dans la roche. L’uranium se trouve alors dans une solution liquide, qui est ensuite séparée des autres minéraux, lesquels demeurent solides. La solution riche en uranium est ensuite purifiée au moyen d’un procédé d’extraction par solvant et solidifiée par précipitation chimique. Enfin, l’uranium est asséché. La poudre ainsi obtenue est un concentré d’oxyde d’uranium (U3O8), communément appelé « yellowcake » parce qu’il est souvent jaune brillant.

Une animation vidéo (en anglais seulement) du procédé de concentration est affichée sur la chaîne You Tube de la société Cameco.

Raffinage et conversion

Blind River refinery
Usine de raffinage de Blind River.

La seule installation canadienne de raffinage de l’uranium se trouve à Blind River, en Ontario. Cette installation appartenant à Cameco, qui en assure l’exploitation, est la plus grande du genre dans le monde. On a recours à une série de procédés chimiques, soit la digestion, l’extraction par solvant et la dénitration, pour éliminer les impuretés dans l’uranium. Ces méthodes de raffinage permettent de produire un trioxyde d’uranium (UO3) très pur.

Pour les réacteurs à eau lourde CANDU, le procédé de conversion consiste à transformer du trioxyde d’uranium (UO3) en dioxyde d’uranium (UO2). Ce procédé est utilisé à Port Hope, en Ontario, où se trouve la seule installation canadienne de conversion de l’uranium. On ajoute de l’acide nitrique et de l’ammoniac à l’UO3, qui est ensuite placé dans un four spécial fonctionnant en atmosphère réductrice.

Pour les réacteurs à eau ordinaire, le procédé consiste à convertir de l’UO3 en hexafluorure d’uranium (UF6), forme chimique qui se prête à l’enrichissement. Au cours de ce procédé, l’UO3 est combiné avec des composés fluorés pour créer de l’UF6.

Des animations vidéo (en anglais seulement) des procédés de raffinage et de conversion sont affichées sur la chaîne You Tube de la société Cameco.

Enrichissement

L’uranium naturel a une trop faible concentration d’uranium 235, son isotope radioactif, pour les réacteurs à eau ordinaire. Dans ce cas, l’enrichissement de l’uranium permet d’obtenir une concentration de 235U de l’ordre de 3 à 5 %, comparativement à 0,7 % à l’état naturel. Pour enrichir l’uranium, on sépare les atomes de 235U plus légers des atomes plus lourds et plus abondants de 238U.

Usine d’enrichissement par centrifugation gazeuse à Piketon, en Ohio.
Usine d’enrichissement par centrifugation gazeuse à Piketon, en Ohio.

À l’heure actuelle, deux méthodes d’enrichissement sont utilisées à l’échelle commerciale :

  • La diffusion gazeuse consiste à pousser l’hexafluorure d’uranium (UF6), qui est un gaz, à travers des membranes. Puisque le 235U plus léger a un peu plus de chances de traverser une membrane, l’utilisation de nombreuses membranes permet de séparer une partie du 238U, qui est plus lourd, et de produire ainsi de l’UF6 ayant une plus forte concentration d’atomes de 235U.
  • La centrifugation gazeuse consiste à faire tourner très rapidement des cylindres renfermant de l’UF6, ce qui projette vers l’extérieur de la centrifugeuse les atomes de 238U, plus lourds, tandis ceux de 235U restent au centre. On récupère le gaz enrichi et on répète le procédé à de nombreuses reprises.

Avant de pouvoir être utilisé dans un réacteur à eau ordinaire, l’UF6 concentré est retransformé chimiquement en poudre d’UO2, qui peut ensuite servir à fabriquer les pastilles de combustible.

Fabrication du combustible

Production operator monitoring the assembly of a CANDU fuel bundle
Un opérateur de production surveille l’assemblage d’une grappe de combustible CANDU.

Pour fabriquer le combustible, on commence par comprimer de la poudre d’UO2 naturelle ou enrichie dans de petits moules cylindriques mesurant environ 10 à 13 mm de longueur et 13,5 mm de diamètre. On cuit alors ces pastilles à température élevée (de 1 600 à 1 700 °C) pour leur conférer la résistance et la densité voulues.

On procède ensuite au meulage et à la finition de la surface des pastilles à des dimensions précises pour qu’elles soient prêtes à insérer dans les assemblages combustibles.

Pour les réacteurs CANDU, les pastilles de combustible d’uranium naturel sont introduites dans 28 ou 37 tubes en alliage de zirconium de 0,5 m, qui sont ensuite regroupés dans une grappe cylindrique. Les grappes sont placées dans des canaux de combustible ou des tubes de force horizontaux occupant toute la longueur de la cuve du réacteur (appelée « calandre »). Une douzaine de grappes – leur nombre exact varie selon le modèle ‑ sont chargées dans chaque canal. Un réacteur CANDU de 790 MW renferme 480 canaux, 5 760 grappes et plus de 5 millions de pastilles de combustible.

fuel bundle and channel relationship
Lien entre la grappe et le canal de combustible.

Pour les réacteurs à eau ordinaire, on insère environ 300 pastilles de combustible d’uranium enrichi dans de minces tubes de 4 m, appelés « barres de combustible », en alliage de zirconium. Plus de 250 barres sont regroupées dans une grappe appelée « assemblage combustible ».

Les réacteurs à eau sous pression (REP), type de réacteurs le plus répandu, contiennent de 150 à 265 assemblages combustibles renfermant de 12 à 20 millions de pastilles de combustible.

Retraitement

Après avoir passé plusieurs mois dans un réacteur nucléaire, le combustible nucléaire doit être remplacé en partie par du combustible neuf.

Le combustible épuisé (irradié) contient du 235U résiduel, du plutonium (obtenu lorsque le 238U absorbe un neutron) et des déchets de fission. Le retraitement consiste à séparer de façon chimique ces trois composants. Le 235U peut encore servir de combustible dans les réacteurs. Le plutonium peut être mélangé avec de l’UO2 naturel pour former un mélange d’oxydes (MOX), combustible utilisé dans certains réacteurs en Belgique, en Allemagne, en France et en Suisse. Les déchets sont placés dans des conteneurs sécurisés.

Bien que les coûts du retraitement soient actuellement supérieurs aux avantages obtenus, la Russie et quelques pays européens retraitent du combustible irradié pour des raisons environnementales ou politiques. Par ailleurs, des pays comme le Japon se tournent désormais vers le retraitement parce qu’ils ne possèdent pas de source de combustible sur leur territoire et qu’ils souhaitent garantir leur autonomie sur le plan énergétique.

Source :

Cameco Corporation, Uranium 101, http://www.cameco.com/uranium_101/.