433 CHAPITRE LES INSTALLATIONS DU CYCLE DU COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE 13 1⎮ 1 Les usines de conversion, de traitement et d’enrichissement de l’uranium du Tricastin Afin de permettre la fabrication de combustibles utilisables dans les réacteurs français, le minerai d’uranium doit au préalable être transformé en UF6 (conversion), puis enrichi. Ces opérations se déroulent principalement sur le site du Tricastin, également connu sous le nom de site de Pierrelatte. 1⎮ 1⎮ 1 L’installation TU5 et l’usine W de AREVA NC AREVA NC exploite sur le site de Pierrelatte: –l’installation TU5 (INB) de conversion de nitrate d’uranyle UO2(NO3)2 issu du retraitement de combustibles usés en tétrafluorure d’uranium UF4 ou en sesquioxyde d’uranium U3O8. Toutefois, la configuration technique actuelle de l’installation ne lui permet pas de fabriquer d’UF4; –l’usine W (ICPE dans le périmètre de l’INB) de conversion d’hexafluorure d’uranium UF6 appauvri en U3O8, composé solide permettant de garantir des conditions d’entreposage plus sûres et de valoriser l’acide fluorhydrique. L’installation peut mettre en œuvre jusqu’à 2000 tonnes d’uranium par an. L’uranium de retraitement est, pour une part, entreposé sur le site AREVA NC de Pierrelatte, l’autre part étant expédiée à l’étranger pour enrichissement et réutilisation dans le cycle du combustible. 1⎮ 1⎮ 2 L’usine de séparation des isotopes de l’uranium par diffusion gazeuse EURODIF La séparation isotopique mise en œuvre dans l’usine d’EURODIF est fondée sur le procédé de diffusion gazeuse. L’usine comporte 1400 modules d’enrichissement en cascade, répartis en 70 groupes de 20 modules regroupés dans des locaux étanches. Le principe de l’enrichissement par voie gazeuse consiste à faire diffuser un grand nombre de fois l’UF6 gazeux à travers des parois poreuses appelées «barrières». Ces barrières laissent passer de façon préférentielle l’isotope 235 de l’uranium contenu dans le gaz, augmentant ainsi, à chaque passage, la proportion de cet isotope fissile dans l’UF6. L’UF6 est introduit au centre de la cascade, le produit enrichi est soutiré à une extrémité et le résidu appauvri à l’autre extrémité. Compte tenu de la conception ancienne de cette usine, l’arrêt de production est prévu à l’horizon 2012. Les opérations de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement devraient s’étendre sur une dizaine d’années. L’usine EURODIF sera remplacée par l’usine Georges Besse II (GBII), dont le procédé d’enrichissement est basé sur l’ultracentrifugation. L’ASN suit dès à présent les premières études engagées par l’exploitant sur les modalités d’arrêt. Il importe en effet, compte tenu des masses considérées – 150000 tonnes d’acier pour les diffuseurs par exemple– d’anticiper les inventaires et les caractéristiques des matériels afin d’optimiser les traitements, les démontages, le transport et les filières d’élimination. 1 LES PRINCIPALES INSTALLATIONS EN ACTIVITÉ Le plutonium issu du retraitement est utilisé pour fabriquer du combustible pour les réacteurs à neutrons rapides (comme ce fut le cas à l’ATPu de Cadadrache) ou, dans l’usine MÉLOX de Marcoule, du combustible MOX (mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium), utilisé notamment dans des REP de 900 MWe du parc français. Les principales usines du cycle – COMURHEX, AREVA NC Pierrelatte, EURODIF, FBFC, MÉLOX, AREVA NC La Hague - font partie du groupe AREVA. Entreposage d’uranium appauvri sur le site du Tricastin (Drôme)
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