L'énergie nucléaire est utilisée depuis le milieu du XXème siècle, essentiellement pour produire de l'électricité et pour la propulsion maritime. Très controversée, elle comporte des atouts indéniables, mais aussi des risques majeurs.

Citons, parmi ses atouts, la très haute densité énergétique (une pastille de 7 g de combustible nucléaire contient autant d'énergie qu'une tonne de charbon) et des ressources potentielles quasi-inépuisables avec certains types de réacteurs, aucune émission de gaz à effet de serre, et un coût modéré et très largement indépendant des tensions géopolitiques.

Les risques quant à eux, sont liés aux dangers que présente l'uranium et à la radioactivité du combustible et des produits de fission, qui rendent impératives des mesures de sûreté draconiennes dans l'ensemble du cycle du combustible et imposent de recourir au stockage à très long terme des déchets. Il existe de plus un risque de prolifération des armements nucléaires avec les réacteurs actuellement en service, qui produisent du plutonium.

Rappelons que l'on distingue deux grandes catégories de réacteurs nucléaires, en fonction de l'énergie des neutrons mis en jeu : les réacteurs à neutrons rapides et les réacteurs à neutrons lents.

• les neutrons rapides sont ceux produits par les réactions de fission avant qu'ils ne soient ralentis par un grand nombre de chocs. Leur énergie va d'environ 0,1 MeV à 2 ou 3 MeV. Ces neutrons sont capables de fissionner, donc de détruire, non seulement les noyaux réputés fissiles mais également les actinides, qui sont des noyaux plus lourds que l'uranium qui s'accumulent dans le combustible des réacteurs. Si l'on désire brûler efficacement ces déchets radioactifs gênants, il faut des neutrons rapides. On dit alors que le réacteur fonctionne en surgénération, ce qui veut dire qu'il produit plus de plutonium 239 combustible qu'il n'en consomme : le combustible devient inépuisable ;

• les neutrons lents ou neutrons thermiques sont quant à eux ralentis par un grand nombre de chocs, en général dans un milieu dit modérateur. Leur énergie est de l'ordre de l'électronvolt ou d'une fraction d'électronvolt, soit 6 ordres de grandeur plus faible que celle des neutrons rapides. Ils ne peuvent fissionner qu'un petit nombre de noyaux : l'uranium 235 (235U, le seul isotope à exister à l'état naturel), le plutonium 239 (239U) et l'uranium 233 (233U) produits dans les réacteurs. De tels réacteurs constituent presque tout le parc actuel.

La notion de génération de réacteurs a été introduite pour distinguer les principales évolutions qui jalonnent l'histoire des réacteurs nucléaires civils :

• la première génération correspond aux premiers prototypes construits principalement aux Etats-Unis jusqu'à la fin des années 50. Elle a vu en France le développement de la filière uranium naturel graphite gaz (UNGG), avec réalisation de 9 réacteurs, de rendement voisin de 29 % ;

• la seconde génération, de 1960 à 1995, marque la première phase de commercialisation du nucléaire, avec trois filières principales : les réacteurs à eau légère (Boiling Water Reactors ou BWR), à eau pressurisée (Pressurized Water Reactors ou PWR, soit REP en français, de rendement voisin de 33 %), et à eau lourde (au Canada). La plupart des centrales actuellement opérationnelles sont de deuxième génération ;

• la troisième génération a pour principal objectif d'accroître la sécurité des centrales, les accidents de Three Miles Island aux Etats-Unis, de Tchernobyl en Ukraine (auparavant en URSS) et de Fukushima au Japon ayant montré les risques majeurs associés à certains réacteurs de deuxième génération. Le réacteur EPR (European Pressurized Reactor rebaptisé Evolutionary Power Reactor ) est un réacteur de troisième génération. Son rendement est légèrement plus élevé : 35 % ;

• c'est d'ailleurs l'augmentation des rendements qui justifie en premier lieu l'intérêt des travaux sur les réacteurs de quatrième génération, dont la très grande innovation est de concevoir le réacteur avec le cycle qui va avec et d'optimiser l'ensemble, ce qui permet de traiter correctement les questions de durabilité. En effet, les rendements des réacteurs REP les plus utilisés aujourd'hui sont en pratique inférieurs à 35 %, alors que ceux des cycles combinés à turbines à gaz dépassent 55 %.

Depuis le début des années 1990, différents types de projets de réacteurs de quatrième génération ont vu le jour, avec comme objectifs de faire sauter les verrous technologiques rencontrés par les précédents et d'atteindre des performances techniques et économiques viables, le tout avec une meilleure adaptation aux critères du développement durable.

Parmi ces projets, citons ceux concernant les réacteurs à haute température refroidis au gaz, intitulés PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) et GT-MHR (Gas Turbine-Modular Helium cooled Reactor), et d'autre part ceux mis sur pied à partir de 2001 à la suite de l'initiative du Département de l'Énergie (DOE) des Etats-Unis, intitulée Generation IV Nuclear Energy Systems Initiative, qui a réussi à fédérer autour de lui un ensemble d'organismes de recherche nucléaire de 10 pays dans une structure de coopération informelle appelée le GIF (Generation IV International Forum). Il s'agit d'étudier les systèmes qui pourraient constituer la quatrième génération de réacteurs, postérieure à celles en service ou prévues à court terme (EPR), et déployables d'ici à 2030.

Après avoir étudié en détail une centaine de types de réacteurs, le GIF a sélectionné, en septembre 2002, six concepts sur lesquels les efforts de ses membres se focaliseront :

• les réacteurs à eau supercritique (supercritical water reactors ou SCWR) ;

• les réacteurs à très haute température (high temperature reactors ou HTR) ;

• les réacteurs à neutrons rapides refroidis au gaz (gas fast reactors ou GFR) ;

• les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (sodium fast reactors ou SFR) ;

• les réacteurs à neutrons rapides refroidis au plomb (lead fast reactors ou LFR) ;

• les réacteurs à sels fondus (molten salt reactors ou MSR).

Si vous souhaitez approfondir l'étude de ces types de réacteurs, référez-vous aux fiches thématiques correspondantes :

• réacteurs à eau pressurisée (REP) ;

• réacteurs à très haute température (HTR).

Par analogie avec les autres formes d'énergie que nous avons considérées jusqu'ici, on appelle combustible nucléaire l'uranium qui produit les neutrons lents qui sont ensuite ralentis pour fournir de la chaleur à haute température dans la très grande majorité des réacteurs existant dans le monde, qui sont des réacteurs à eau pressurisée ou à eau bouillante.

Dans ces réacteurs, tout comme dans ceux qui sont à l'étude dans le cadre du GIF, le combustible se présente sous forme d'agrégats d'uranium enrichi, l'uranium naturel ne comportant pas suffisamment d'isotopes 235.

Le cycle du combustible (figure ci-dessus) se décompose en trois grandes phases : l'amont, le réacteur et l'aval.

L'amont comporte les principales étapes suivantes :

• l'extraction minière ;

• la concentration et le raffinage ;

• l'enrichissement ;

• la préparation des assemblages.

Le combustible est alors utilisé dans le réacteur dont il sort usé et très radioactif.

L'aval du cycle comporte ensuite les principales étapes suivantes :

• le retraitement ;

• le conditionnement des déchets ;

• le stockage des déchets.

A l'état naturel, l'uranium est un métal présent à des concentrations plus ou moins élevées dans des roches comme la pechblende. Comme le charbon, ce minerai est exploité dans des mines soit à ciel ouvert soit souterraines. Sa teneur en uranium étant très faible (de l'ordre de 0,1 à 0,5 % généralement), il est nécessaire de commencer par une opération de concentration réalisée sur le lieu d'extraction par voie chimique, qui conduit à la production d'une pâte jaune appelée « yellow cake ». L'uranium s'y présente sous forme d'octaoxyde de triuranium (U3O8) concentré à 75 %

Le yellow cake doit alors être raffiné pour être purifié, puis converti en tétrafluorure d'uranium (UF4) ou en hexafluorure d'uranium (UF6).

Il est ensuite nécessaire « d'enrichir » cet uranium pour que la concentration en son isotope 235 soit suffisante pour que la réaction de fission puisse se maintenir, car seul cet isotope produit des neutrons lents. Il faut pour cela faire passer sa concentration en 235U de 0,7 % à l'état naturel à 3 - 5 %.

L'enrichissement est très difficile à réaliser sur le plan technologique car les propriétés des deux isotopes (235 et 238) sont très voisines. Leurs masses étant toutefois légèrement différentes, les techniques de séparation sont basées sur cette propriété. On appelle unités de travail de séparation ou UTS le travail nécessaire à la séparation d'un kilogramme d'uranium en deux lots de teneur isotopique différente. Deux procédés sont principalement utilisés :

• la diffusion gazeuse, qui se fait de manière progressive, nécessitant de nombreuses étapes (1400) et mettant en jeu une grosse quantité d'énergie (2400 kWh/UTS) ;

• l'ultracentrifugation, à environ 60 000 tr/mn, beaucoup moins énergivore.

Une fois l'enrichissement réalisé, l'uranium, sous forme d'hexafluorure d'uranium (UF6), est converti en oxyde d'uranium, se présentant sous forme de poudre noire, qui est compactée pour former des pastilles.

Ces pastilles sont conditionnées dans des assemblages qui forment le cœur du réacteur et dont les 3 à 5 % d'235U produisent les neutrons lents qui entretiennent la réaction nucléaire. L'essentiel de l'uranium, 238U, reste stable, à l'exception de certains noyaux qui capturent un neutron et se transforment en plutonium (239U), lui aussi fissile comme l'235U.

Le combustible utilisé dans les réacteurs devient progressivement radioactif et se dégrade, notamment du fait de la baisse de la concentration en 235U et de la production de produits de fission, de plutonium et d'actinides mineurs. On le considère comme usé quand sa composition est de 95 % d'uranium, dont 0,9 % d'235U, 4 % de produits de fission, 1 % de plutonium et 0,1 % d'actinides mineurs.

Il doit alors être retraité, mais cela n'est possible que lorsqu'il s'est suffisamment refroidi, ce qui conduit à le laisser séjourner pendant trois ans dans une « piscine ».

Le retraitement répond à deux objectifs :

• valoriser en les recyclant l'uranium et le plutonium présents dans le combustible qui contiennent beaucoup d'énergie ;

• extraire les déchets non valorisables en les réduisant et en les confinant.

Les matières combustibles sont ensuite recyclées tandis que les déchets sont conditionnés en vue de leur stockage. Nous ne développerons pas ici les techniques qui sont mises en œuvre pour cela, renvoyant le lecteur à la littérature spécialisée.

Cette carte interactive fournit la production mondiale d'électricité nucléaire.